ふげん廃止措置技術専門委員会 第2回委員会資料集

北端 琢也; 清田 史功; 白鳥 芳武; 井口 幸弘; 松井 祐二; 佐藤 裕之

JNC TN3410 2000-014, 43 Pages, 2000/09

JNC-TN3410-2000-014.pdf:2.37MB

新型転換炉ふげん発電所は核燃料サイクル開発機構法にもとづき、平成15年度までに運転を停止することになっており、現在、廃止にともなう措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会が開催された。平成12年度も引き続き設置され、平成12年8月28日に第2回委員会が開催された。本書は、第2回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、「ふげん」廃止措置への取り組み状況、生体遮へい体コンクリートの放射化量評価、コンクリート中のトリチウム濃度測定方法の検討、「ふげん」の廃止措置技術開発の進め方についてまとめたものである。また、併せて、当該委員会において参考として報告された系統化学除染の実施状況についても記載した。

JASPER実験データ集(VII); ギャップストリーミング実験

竹村 守雄*

JNC TJ9450 2000-002, 112 Pages, 2000/03

JNC-TJ9450-2000-002.pdf:2.55MB

本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の6番目の実験として、1992年3月初めから約2ケ月間かけて米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施されたギャップストリーミング実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行されたギャップストリーミング実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。ギャップストリーミング実験は、高速炉原子炉容器上部の中性子束がインクロージャシステムに存在する空隙部を通じての中性子ストリーミングに起因していることから、空隙部の幅、オフセット間隔と中性子ストリーミングの大きさの相関を実験的に把握すると共に、このストリーミング評価に適用される解析手法の精度の検証と向上のためのデータベースを提供するため企画された。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ後方に鉄ライナー付きコンクリート供試体が設置された。コリメータと供試体との間にスペクトルモディファイアを設ける体系と設けない体系とが構成され、軟らかいエネルギースペクトル(実機を模擬)と硬いスペクトルの中性子が供試体に入射された。コンクリート供試体には中央に貫通部があり、コンクリート製シリンダー、円筒状スリーブを挿入組合わせることにより、円環状ギャップの幅とオフセット位置を変えられる構造となっており、供試体の後方において各種検出器を用いた中性子測定が行われた。広いエネルギー範囲にわたる中性子が、ビーム軸に直交する方向での分布及びビーム軸上において、ほぼ全体系において測定された。硬い入射スペクトルのものについてはさらに、高速中性子のビーム軸上でのエネルギースペクトルの測定及びビーム軸に直交する方向の分布の測定が行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃

Experimental analyses on radiation streaming through a labyrinth in a proton accelerator facility of several tens MeV

中島 宏; 益村 朋美*; 田中 進; 坂本 幸夫; 田中 俊一; 中根 佳弘; 明午 伸一郎; 中村 尚司*; 黒沢 忠弘*; 平山 英夫*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.197 - 201, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874874

日本原子力研究所TIARAの第2軽イオン室に続く迷路状通路において、67MeV陽子のp-Cu反応による中性子を用いて、中性子エネルギースペクトルと熱中性子束及び線量当量空間分布を測定した。この実験について、モンテカルロ計算手法及び簡易計算手法により解析し、その精度を検証した。その結果、線量当量分布に関して、第1脚でモンテカルロ法による計算値がファクター2程度過小評価し、第3脚では過大評価となったが、第2脚では30%以内で測定値と一致した。Teschの式については、迷路入口の線量当量で規格化して比較したところ、全体として最大ファクター3程度で測定値と一致した。迷路入口におけるエネルギースペクトルの実験値と計算値の比較から、数MeV領域で計算値が過小評価となることを示した。熱中性子束分布に関しては、ターゲット室内同様に、迷路内でもファクター2程度計算値が過大評価となった。

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究

山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広; 丸山 学*; 竹田 敏一*

JNC TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。

Evaluation of biological does rates around the ITER NBI ports by 2-D S/activation and 3-D Monte Carlo analyses

佐藤 聡; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Valenza, D.*; Santoro, R. T.*

Fusion Engineering and Design, 47(4), p.425 - 435, 2000/01

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(99)00100-3

2次元及び3次元解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行い、運転停止10秒後の生体線量率を評価した。運転中の2次元S解析、2次元放射化解析及び運転停止後の線に対する2次元S解析を行い、高速中性子束及び生体線量率分布を求めた。それらの値から、高速中性子束から生体線量率への変換係数を評価した。その結果、クライオスタット近傍では、1.5~410Sv/hour/(cmsec.)であることがわかった。トーラスの1/4を忠実にモデル化した。3次元モンテカルロ解析により、クライオスタット近傍の高速中性子束を求めた。分散低減技法の工夫により、統計誤差の小さい解が得られた。その結果、クライオスタット近傍の生体線量率は、20~100Sv/hourとなり、ITER/EDAの設計目標である100Sv/hourを満足することがわかった。

Users' requirements for IFMIF

野田 健治; Ehrlich, K.*; 實川 資朗; Moeslung, A.*; Zinkle, S.*

Journal of Nuclear Materials, 258(263), p.97 - 105, 1998/10

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00429-2

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の役割は、(1)核融合材料の開発、(2)核融合DESO炉の設計用材料データベースの取得等である。ここでは、IFMIFの概念設計活動(IFMIF-CDA)のためのユーザー要求を試験すべき材料、試験の形式、微小試験片技術、照射条件等について示される。試験すべき材料としては、フェライト鋼、V合金、SiC/SiC複合材料等の構造材料、LiO及びLiTiO等の増殖材料、炉内構造物絶縁及びRF窓等の絶縁セラミック材料等であり、試験の形式としては、照射後試験と運転条件下での材料特性を調べるための照射下その場実験がある。また、照射条件としては、必要な中性子束、照射試験体積、中性子束勾配、中性子スペクトル、材料損傷パラメータ等についてふれる。

高速炉核特性の数値解析手法の改良(III)

竹田 敏一*; 北田 孝典*; 山本 敏久*; 片木 洋介*

PNC TJ9605 98-001, 267 Pages, 1998/03

PNC-TJ9605-98-001.pdf:11.65MB

高速炉核特性の数値解析手法の改良として、マルチバンド法、摂動モンテカルロ法、輸送ノード法に関連する研究を行った。本報告書は以下の3部に分かれている。第1部 マルチバンド法による反応率計算法の改良マルチバンド法を用いて、ブランケット領域の反応率分布を詳細に評価する手法を検討した。フィッティング法によって作成した3バンドパラメータを用いて、U-238捕獲反応、U-235核分裂反応、Pu-239核分裂反応、U-238核分裂反応の反応率分布を解析した。対象核種としては、構造核種である鉄、ニッケル、クロム、およびナトリウムの4核種とした。マルチバンド法を用いることにより、いずれの反応率もブランケット深部で反応が増大する方向に補正され、補正量は最大で5%に達した。この結果は、従来の解析手法による実験値とのずれを改善する方向である。またこの補正量は、マルチバンド法におけるバンド間の散乱の取り扱いによって大幅に異なることがわかった。従来のフィッティング法の問題点を解決するべく、直接的なマルチバンドパラメータの作成法の検討も行った。第2部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法による摂動計算理論の検討及び、計算コードの作成を行った。昨年度までに使用していた相関サンプリング法だけでなく、導関数演算子サンプリング法でも計算できる、連続エネルギー摂動モンテカルロ計算コードを作成した。作成した計算コードを用いて「もんじゅ」炉心を対象とした計算を行い、参照解と比較検討した。「もんじゅ」にGEMまたは模擬燃料集合体を装荷した体系で、それらの集合体内のナトリウム密度を変化させた摂動、また制御棒全引き抜き体系で体系内のナトリウム密度を一様に変化させた摂動にともなう固有値の変化を調べた。ナトリウム密度の変化が小さい場合には、相関サンプリング法と導関数演算子サンプリング法のどちらの手法でも良好な結果を得ることができた。しかしながら、密度変化が大きい場合には、相関サンプリング法では妥当な結果を得ることができなかったが、導関数演算子サンプリング法では、そのような大きな密度摂動の場合でも良好な結果を得ることができることがわかった。第3部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良集合体(ノード)内平均中性子束及びノード境界の中性子束から、集合体出力分布を評価する手法を、輸送理論に基づき導出し

JRR-3Mでの岩石型プルトニウム燃料の照射試験

山田 忠則; 相沢 雅夫; 白数 訓子

JAERI-Tech 97-072, 32 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-072.pdf:1.22MB

JRR-3Mのベリリウム反射体領域の垂直照射孔において、岩石型プルトニウム燃料試料の照射試験を原子炉運転4サイクル(平成7年1月23日~10月13日)に亘って行った。岩石型プルトニウム燃料試料は、トリア系化合物及びジルコニア系化合物をそれぞれディスク状に加圧成形し燃料ピンに収めてある。それぞれの燃料ピンは、キャプセル内に3段に分けて配置した。各段の目標試料温度を600C(上段)、800C(下段)、1000C(中段)となるように設計した。実際の照射試験では、原子炉出力20MWにおいて中段部の試料温度を1000Cに制御した。本報告書は、照射キャプセルの設計・製作及び照射試験の結果得られた試料の照射温度、中性子束に関する測定データをまとめたものである。

An Investigation of discretization errors for mesh centered finite difference approximations to the transport equation using a spherical harmonic expansion of the flux

Fletcher, J. K.

PNC TN9410 97-065, 25 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-065.pdf:0.75MB

位置r、単位方向ベクトルの中性子束を(r, )と定義すると、多群輸送方程式は次式で表される。ただし、t(r)、はそれぞれ、全断面積、方向1 からへの散乱断面積、生成断面積を表し、また、は臨界係数を、(r,)は外部中性子源を表す。そして、この方程式を次の球面調和関数展開を用いて解く。ここで、(cos )はオーダーのルジャンドル陪関数で、とはそれぞれ方向の仰角及び方位角を表す。NはPN近似の次数を表す。三角関数の多項式である球面調和関数の直交性と漸化式を用いることにより、展開係数とに関する1階の微分方程式が導かれる。が奇数の項を消去することにより、拡散方程式の場合に用いられるような通常の有限差分法により解くことの可能な、2次の微分方程式が導かれる。メッシュ誤差低減は、その記述式の高次の差分項を保持したまま、2次式を用いて数値的に近似することにより行われる。当手法の採用により、メッシュ誤差は大幅に減少され、他の手法、特にモンテカルロ法により得られたものに匹敵する結果を直接計算することが可能となった。

「常陽」MK-II炉心の燃焼反応度測定・評価

吉田 昌宏; 長沖 吉弘

PNC TN9410 97-022, 34 Pages, 1997/02

PNC-TN9410-97-022.pdf:1.05MB

「常陽」では、これまで、出力運転中の過剰反応度変化から燃焼係数(積算出力あたりの燃焼欠損反応度)を求め、解析結果との比較によりその予測精度を評価してきた。しかし、燃焼欠損反応度と核データあるいは中性子束計算精度との関係を詳細に評価するためには、上記方法で得られる炉心全体の特性ではなく、燃料集合体個々の燃焼反応度価値を測定・解析し、その予測精度と集合体の燃焼度や装荷位置の関係を明らかにする必要がある。このため、MK-II炉心を用いて燃焼反応度価値詳細測定試験を行い、個々の集合体の燃焼に伴う反応度の低下を測定した。試験では、燃焼度の異なる燃料集合体の置換反応度を測定することにより、集合体1体毎の燃焼反応度価値を評価した。燃料置換は燃焼初期(集合体平均燃焼度約1GWd/t)と寿命中期(約37GWd/t)及び燃焼初期と寿命末期(約62GWd/t)の2パターントし、測定位置は炉中心(第0列)、燃料領域中間(第2列)及び燃料/反射体境界(第4列)の3箇所とした。本試験により、集合体単位の燃焼反応度価値の燃焼度及び測定位置依存性を明らかにするとともに、運転監視コードシステム(MAGI)による計算結果との比較を行い、炉心管理上の燃焼係数予測精度を詳細に把握した。主な結果を以下に示す。(1)第0列の燃焼反応度測定結果は、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で-0.19(%k/kk')、燃焼末期までの燃焼で-0.28(%k/kk')であった。(2) 燃焼反応度価値の径方向分布は、2つの燃焼パターンでほぼ一致し、第0列で規格化した時、第2列は0.67、第4列は0.28となった。(3)第0列と第2列の燃焼反応度価値の(MAGI)によるC/E値は良く一致し、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で1.031.05、燃焼末期までの燃焼で0.940.95であった。また、反射体と隣接する第4列のC/E値は他2箇所と比較して57%高くなる傾向が見られた。 C/E値の燃焼度依存性に関しては、現在、測定に用いた燃料集合体のPIEを実施中であり、その結果に基づき詳細な評価を行う予定である。