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横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。
高瀬 和之; 秋本 肇
Nuclear Fusion, 41(12), p.1873 - 1883, 2001/12
被引用回数：6 パーセンタイル：21.45(Physics, Fluids & Plasmas)核融合炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレッションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。
高瀬 和之; 秋本 肇
Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00
核融合実験炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレツションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.631 - 639, 2000/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉の真空境界破断(LOVA)時に起こる熱流動挙動、例えば容器内への空気侵入、放射化ダストの飛散、温度差に起因する置換流等を高精度で予測するための数値解析コードの開発を行っている。本コードの基礎方程式群は圧縮性流体の式、状態方程式、微小粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成される。本報は、開発中のLOVA事象解析コードを用いて行った解析結果を示す。破断位置及び破断面積をパラメータとして行ったLOVA発生後の真空容器内の平均圧力計算値と時間の関係は、LOVA予備試験結果と10%以内の誤差で良く一致し、本コードが核融合実験炉の安全設計上十分な予測精度を有していることを確認した。また、本研究によって減圧下におけるダストの飛散挙動や置換流によるダストの移行挙動の予測が初めて可能になった。現在は真球状のダスト形状を仮定しているが、今後はダスト条件(密度、サイズ等)をパラメータとした解析が行えるようにコードを改良する考えである。
斎藤 庸*; 坂森 計則*
JNC TJ7400 2000-007, 222 Pages, 2000/03
JNC-TJ7400-2000-007.pdf:13.09MB
地下水流動解析結果の検証項目としては、主に試錐調査から得られる水頭分布や地下水の水質、年代が考えられている。しかし、これらの試錐調査からの情報は地域が限定されるため、これらの検証項目に加えて、解析対象領域の全体的な地下水の流動状態を検証するための補完的なデータが必要である。一方、これまでの東濃地科学センターにおいて実施した地下水流動解析結果から、地下深部の地下水と河川との間には密接な関係があることが明かとなっている。以上のことから、解析対象領域の全体的な地下水流動状況が検証できる補完的データ準備の一環として、河川流量観測の行われていない日吉川の流量を予測するタンクモデルの構築を行った。主な作業の概要と成果は以下の通りである。1)タンクモデルの構築は、以下の手順で実施した。(1)日吉川全流域を主に地質構成に基づいて46の小流域に区分、(2)正馬川流域・柄石川流域及び土岐川流域(多治見観測所)の流量観測を利用して地質構成と河川流出の関係(地質構成を流出モデルへ反映させる方法)を整理、(3)各小流域毎に地質構成に基づく流出モデルを構築し全体を連結、(4)日吉川全流域の流出を予測 2)小流域のタイプ区分は、既往の水文調査結果をレビューし、比流量(河川流況)と流域の地質構成(瀬戸層群体積)との相関性を指標にした。3)今回提案した日吉川流量推定方法では、瀬戸層群の体積と無降雨時の河川 比流量との関係成立が基本となるため、地質状況の確認の他、現地観測の 補足により検証対象の増加を図り予測精度の向上を期す必要があることが 明らかになった。4)従来からサイクル機構が行ってきた水収支計算は、年度を対象としたものであるためタンクモデル計算には不適切な点がある。蒸発散量の推定法、タンクモデル計算上の蒸発散の扱い方などについては再検討を要するものと考える。
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。
飛田 茂治; 河井 雅史; 米川 満; 星野 勝明; 伊藤 芳雄; 大久保 利行; 田村 政昭
PNC TN9410 94-094, 69 Pages, 1994/03
制御棒操作ガイドシステム(以下、ロッドガイダーという。)開発の最終ステップとして、マンマシンインターフェイス機能の改善を図る目的で、平成3年よりCRT画面の日本語表示化、音声ガイド機能の追加、及び出力調整モードでの制御棒操作量の予測精度向上機能の追加を実施した。これらの機能を追加したことにより、ロッドガイダーは期待通りの以下の成果を挙げ、開発業務を終了した。(1)CRT画面を日本語表示にしたことで、マンマシンインターフェイス機能が向上した。(2)音声ガイド機能を追加したことで、ガイド内容を見落とすことがなくなり運転信頼性、安全性の向上及び運手員の負担軽減に寄与できた。(3)原子炉運転操作マニュアルに記載されている操作内容の全てを取り込んだことにより、原子炉運転操作マニュアルと同等の機能となり、更にタイムリーな音声ガイドを行う事で運転経験の浅い運転員でも熟練運転員と同等の操作が可能となった。(4)これまでの炉心反応度計算手法に加え、過去5回の出力調整実績をフィードバックさせる予測機能を追加したことで、定時の出力調整時の予測操作量が実操作量に対して
0.2mm以下の精度を達成することができた。
中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 中村 知夫
JAERI-M 89-154, 178 Pages, 1989/10
原研/米国協力核融合炉ブランケットニュートロニクス計画によりFNSで行われたフェイズIIa及びIIb実験の解析を行った。フェイズIIは酸化リチウム試験領域を炭酸リチウム容器で囲んだ閉体系であり、IIbでは内壁に中性子増倍材としてベリリウム層が追加された。実験及び解析項目は、中性子源特性、トリチウム生成率、反応率分布、中性子スペクトルである。解析にはJENDL3/RP1とPR2を核データとして用い二次元SnコードとMORSE-DDモンテカルロコードで輸送計算を行った。解析結果より各種パラメータの予測精度、モデル、断面積等についての問題点を指摘した。特にトリチウム生成率は基準系では予測精度は良いが増倍材が入った系では過少評価となる。
石川 眞
no journal, ,
核データ研究会におけるチュートリアルとして、核データ共分散の利用の背景、共分散の物理的意味、共分散を用いた炉心核特性の予測精度評価手法、共分散を活用した炉心核設計の精度向上方策を説明する。
