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山本 章夫*; 千葉 豪*; 桐村 一生*; 三木 陽介*; 横山 賢治
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.241 - 245, 2018/04
日本原子力学会炉物理部会の傘下に設置された「炉物理ロードマップ調査・検討」WGにおけるロードマップ策定の概要を紹介する。本ロードマップの特徴は、(1)次世代を担う若手の技術者・研究者を中心に議論・策定を進めたこと、(2)現状から類推して課題を設定するフォアキャストアプローチに加え、原子炉物理分野のビジョンとミッションを検討し、これらを達成するために解決すべき課題をバックキャストアプローチにより設定したこと、にある。本ロードマップの詳細は、報告書として炉物理部会のホームページより閲覧可能である。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06
経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。
北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07
被引用回数：8 パーセンタイル：60.26(Nuclear Science & Technology)フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K
)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K
)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。KのC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、Kは等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2
C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。
横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*
JNC TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04
JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB
高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。
和田 浩明
JNC TN8400 2000-015, 37 Pages, 2000/03
本報告は、博士研究員として平成9年10月から平成12年3月までに行なった研究内容をまとめたものである。本報告は、大きく2つの内容に分かれている。すなわち、1つは、高エネルギー光による電磁遷移過程の遷移率の厳密解を求める研究である。2つめの研究は、 
Cs(n,
) 
Cs熱中性子吸収反応で Csのアイソマー(
Cs)が生成される確率の測定である。(1)最近の高エネルギービーム技術の発展により、高エネルギー光の研究に対する関心が高まっている。本研究では、高エネルギー光に対する電気的遷移(El遷移)厳密なものを使い、原子核の波動関数として調和振動子型波動関数を使った。(2)放射性核種 Csの熱中性子吸収断面積を高精度化するため、Cs(n,) Cs反応でCsが生成される確率を測定し、Cs生成の寄与を含む断面積を求めた。
CsとCsの両方の崩壊から放射される1436KeV線の時間変化から、CsとCsが熱中性子吸収反応で生成される割合を求めた。その結果、Csが生成される確率は0.75
0.18となった。この場合、Cs生成が熱中性子吸収断面積に与える寄与はこれまでの実験値を92%上方修正させ、熱中性子吸収断面積として
0=0.270.03bが得られた。
Dietze, K.
JNC TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11
核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。
水田 俊治; 鵜飼 重治; 上平 明弘
JNC TN9400 99-082, 60 Pages, 1999/10
FFTF/MOTAで照射された内圧封入型クリープ試験片について、照射材料試験室で被覆管部分の照射後密度測定を実施して、スエリングひずみとクリープひずみを精度良く分離することにより、照射クリープ係数を算出した。その結果、照射量依存項の係数(B0)とスエリング依存項の係数(D)は、PNC316鋼、15Cr-20Ni鋼及び14Cr-25Ni鋼で統一して表すことができ、照射中の熱クリープひずみ係数はそれぞれの鋼について各々策定した。得られた成果は以下のとおりである。(1)応力の効果によるスエリングは405
605
の温度範囲で認められ、応力レベルの高い方がスエリングは増加傾向にあることがわかった。(2)PNC316鋼と15Cr-20Ni鋼について算出した照射クリープ係数の値は、20%CW316S.S.,CW316Ti及びCW15-15Tiについて求められた海外報告値と同程度の範囲にあることがわかった。(3)FFTF/MOTA材料照射試験で求め礁射クリープ係数を用いて、燃料ピンのクリープひずみを適切に表すことができた。
中山 元林; 遠山 伸一; 野村 昌弘; 平野 耕一郎; 山崎 良雄; 佐藤 勇
JNC TN9400 99-073, 18 Pages, 1999/08
線形加速器だけでなく、円形加速器や蓄積リングを含めた大電流加速器として進行波還流型加速構造を提案する。その構造は常伝導の加速構造であるが、連続波でビーム電流を10Aまで加速することが可能である。このような加速管では大電流においてビーム不安定性による共鳴電界が発生し易く、空洞内で発生した高次モードを消すためにはビーム輸送の口径を大きくする必要がある。このような加速構造は、高効率であるだけでなく大電力入力も可能であり、また励起モードの蓄積エネルギーも非常に小さい。このような加速管は、シングルモード型と呼ばれており、円形加速器の位相安定化のためビームがRFの最適位相からずれても、空洞のデチューニングは必要としない。本報告書では、このような特徴を有する大電流加速管について、検討結果を報告する。
陳 振茂; 青砥 紀身; 加藤 章一
JNC TN9400 99-061, 32 Pages, 1999/07
本報告書では、自然磁束漏洩からき裂・損傷を非破壊的に検査する研究の一環として、測定した磁束信号より材料における磁荷分布(損傷による)の再構成を行った。この代表的な非適切問題には最小自乗法に基づいた反復計算アルゴリズムを用いた。問題を適切化するために初期値、重み係数及び反復計算の回数の選び方を検討した。シミュレーション信号を用いた再構成結果より、本手法がノイズの少ない信号に対して有効であることを確認した。ノイズに対するロバースト性を向上するために、ウェーブレットをガラキン法に適用した手法をシステム方程式の離散化に導入した。最小自乗法と比較した結果、ウェーブレットを用いた手法はS/N比の低い信号に対しても有効であることが判った。本報告書では最小自乗法に基づいた手法を1次元及び2次元の磁荷分布、ウェーブレットを用いた手法を1次元の磁荷の再構成に適用し、提案した手法の妥当性を実証した。
有井 祥夫
JNC TN9200 99-009, 432 Pages, 1999/07
平成11年5月18日19日に、オーストリア・ウィーンのIAEA本部で開催された第32回IAEA/IWGFR定例年会に日本委員(代理)として出席した。出席国は、中国、フランス、ドイツ、インド、日本、カザフスタン、韓国、ロシア、アメリカ、イギリス、イタリアおよびスイスの12カ国から13人、IAEAから4人であった。会議では、IAEAの高速炉に関する1998年の活動のレビュー、19992000年の活動計画の審議・調整を行うとともに、メンバー各国における高速炉開発の状況について、報告・討論が行われた。各国の主な状況は以下の通り。・フランスからは、PHX、SPXの現況とR&Dへの取組み状況のほか、1994年3月にRapsodieで発生したNaタンクでの事故の解析結果についての報告があった。・中国からは、実験炉CEFRの設計の概略と建設工事の進捗状況報告があった。2003年臨界の予定とのこと。・インド、ロシア、カザフスタンからは、それぞれ自国の高速炉の現況報告があった。・各国の活動状況や関心を簡単にまとめると、高速炉先進国(主に欧米諸国)の関心はデコミッショニングや新しい原子炉開発に関する研究に、ロシア、カザフスタンは研究協力による支援への期待が、そして、アジア諸国は高速炉開発への取組みに前向きとの印象であった。また、各国ともNaに替わる冷却材とそれを用いた液体金属冷却(高速)炉に関するR&Dへの関心が高かった。2000年のTechnical Committee Meetingのテーマは、"Design and Performance of Reactor and Subcritical Blanket with Lead,Lead-Bithmuth as Coolant and/or Target Material"に、また、炉物理関連のResearch Co-ordination MeetingとSpecialist Meetingが1999年11月頃にウィーンで開催されることとなった。このほか、IAEA事務局から、加速器による消滅処理に関する研究(ADS)をIAEA/IWGFRのスコープの中に含めたいとの提案があり、了承された。次回は、来月5月16日18日頃にIAEA本部で開催されることとなった。
Hunter
JNC TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04
本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%
k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.11.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03
負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。
笠原 直人; Yacumpai, A.*; 高正 英樹*
JNC TN9400 99-019, 34 Pages, 1999/02
原子力プラントの中で温度が異なる冷却材が合流する領域では、流体混合による不規則な温度ゆらぎが生じるため、熱応力による構造材の疲労破損に注意する必要がある。この現象はサマールストライピングと称され、熱流体と構造が複雑に関連し合う現象であることから、従来はモックアップ実験による評価が行われており、簡便で合理的な設計評価法が必要とされていた。これに対し、温度ゆらぎの振幅は流体から構造材への伝達過程において、乱流混合、分子拡散、非定常熱伝達、および熱伝導による温度除荷の各要因によって減衰し、その特性は周波数依存であることが解明されてきている。筆者らは、このうち非定常熱伝達と温度除荷の効果に着目し、両者による温度振幅の減衰効果を温度ゆらぎ周波数の関数として定量的に記述した構造応答線図を開発した。さらに本線図を設計へ応用するため、無次元数を導入することによって線図の一般化表示を行った。無次元化された構造応答線図の妥当性は、有限要素解析の結果との比較により検証した。本線図を利用することによって、流体温度ゆらぎ振幅から非定常熱伝達と温度除荷による減衰効果を考慮した熱応力の振幅を簡易に評価することが可能となる。
Yang Jin An*; 三原 隆嗣
JNC TN9400 99-013, 89 Pages, 1998/12
成功基準が時間と共に変化するシステムの信頼度をより現実的に評価することを目的として、使命時間を複数のフェイズに分割して評価を行うフェイズドミッション解析コード:PHAMMONの開発を行っている。大規模なシステムモデルにも適用可能とするためモンテカルロ法を採用しており、既に強制遷移法と故障バイアス法という2種類の分散低減法を取り入れている。しかしながら、評価対象によってはこれらの方法のみでは分散低減の度合が不十分な場合もあり、本研究ではさらなる改良を目的として、頂上事象成立バイアス法を適用した計算アルゴリズムの改良を行った。頂上事象成立バイアス法では、任意のシステム状態から各々のカットセット成立状態までの遷移の起こりやすさを指標化した「遷移距離」を計算し、機器の運転成功から故障状態への状態遷移のサンプリングを「遷移距離」の最も短いカットセット成立に向けてバイアス(偏向)させることにより、カットセットが成立する有効ヒストリーをより効率的に発生させようとするものである。上述の頂上事象成立バイアス法をPHAMMONコードに導入し、大型高速増殖炉モデルプラントの崩壊熱除去系を評価例として適用計算を実施した。その結果、本方法はモンテカルロ法による出力結果の分散をさらに低減する上で有効であるとの結論を得た。
Hunter
PNC TN9410 98-015, 81 Pages, 1998/02
本研究は、CEAから提供されたSuper-Phenixの起動試験炉心ベンチマークデータを動燃が解析した成果であり、動燃-CEA共同研究の一環として実施されたものである。動燃によるSuper-Phenixの解析結果を、CEAの解析結果及び実験測定値と比較したところ、CEAのC/E(解析/実験)値が系統的な径方向依存性を示すのに対して、動燃のC/E値はその3040%しかなく非常に小さいことが判明した。CEAが原因を検討した結果、両者のC/E値径方向依存性の違いの主たる要因は、使用した核データセット(JENDL-3.2CARNAVAL-IIII)にあると結論された。本検討の最終段階として、動燃はこの2種の核データセットの違い詳細に検討するために、感度解析を実施した。中性子束分布計算で用いた解析コードは2次元RZまたは3次元Hex-モデルのCITATIONとMOSESコードである。JENDL-3.2CARNAVAL-IIIIの違いに対する感度解析は、SAGEPコードを用いて行われた。ここでは、両者のエネルギー構造を統一するための縮約操作を施す必要があり、また、両者の核断面積の定義には幾つか食い違いがあることが分かった。感度解析の結果、JENDL-3.2とCARNAVAL-IIIIのC/E値径方向依存性の違いの原因は、少数の核種による寄与であることが判明した。両者の核データの比較結果は以下のとおりである。核分裂当たりの中性子発生数
の違いは小さい(
5%)。低エネルギーでの核分裂断面積差は大きい(30%、代表値10%)。下方散乱断面積は相対差としては大きい違いがあるが、絶対値の差は自群散乱と比較すれば無視できる。自群散乱の相対差は75%程度まであり、一般には20%以下である。捕獲断面積の違いは非常に大きく、30200%まで見られた。
筒井 広明*; 大久保 雅章*; 井頭 政之*; 堀木 欧一郎*; 須崎 武則
JAERI-Review 97-014, 43 Pages, 1997/10
日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-type Critical Assembly)は軽水炉の炉物理研究のための施設である。本書は、今後のTCAを用いた原子炉物理の教育的基礎実験を実施する上で参考とするため、1996年8月26日から30日まで同施設を用いて行われた東京工業大学の大学院生実験のテキストを整理したものである。本レポートでは、炉物理実験の基礎となる(1)臨界近接、指数実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全性価値の測定について、その実験原理、実験手順、結果の解析手法について述べている。
Fletcher, J. K.
PNC TN9410 97-065, 25 Pages, 1997/07
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。
Bottcher, J. T.
PNC TN9440 97-011, 215 Pages, 1997/06
平成8年3月25日から平成9年6月30日までの約15ヶ月間、動燃事業団の国際特別研究員として大洗工学センター実験炉部照射課に配属された。照射課では、照射試験に関する設計レビューを行ったほか、米国の照射試験に関する技術情報を照会した。また、大洗工学センターの他部や東海事業所の、主に燃料開発や照射技術開発関連業務の一部助勢も行った。この間、論文2件、設計レビュー報告書および燃料・材料照射に関する発表を6件行った。さらに、材料の照射特性に関するPNC/DOEの新規共同研究(4年計画)の調整を行った。
須崎 武則
日本原子力学会誌, 39(6), p.480 - 481, 1997/06
標題の炉物理量に関する誤った解釈が日本原子力学会誌に掲載されて以来、当該論文に関する議論がいくつか同誌上でなされているが、未だ結着を見ていない。本論文は、原子炉物理の最も基本的な量である標題の量について、素過程をふまえたできるだけ厳密な導出を行い、関連研究者間の正しい議論に資することを目指したものである。
塩津 正博*; 畑 幸一*; 濱 勝彦*; 白井 康之*; 竹内 右人*; 堺 公明
PNC TY9604 97-002, 15 Pages, 1997/03
本研究は、高速炉の安全裕度を評価する上で、燃料破損の要因となりうるような大きなナトリウムの沸騰開始過熱度や沸騰開始後の膜沸騰への遷移がどのような条件下で発生するかを明確にするために、自然対流下のナトリウム中の試験発熱体における初期沸騰温度と限界熱流速を系統的に求め、実験開始以前の履歴、発熱率上昇速度、液サブクール度等の沸騰開始過熱度及び限界熱流束への影響を明らかにし、それらの物理的機構を解明することを目的とする。平成8年度は、実験開始以前履歴の影響、コールドトラップ温度の影響について実験を実施した。その結果、沸騰開始過熱度について、実験開始以前の加熱履歴の明確な影響は認められず、沸騰開始過熱度が10から50近傍に到る一群と100から250近傍に至る一群の大きくばらついた結果が得られた。沸騰開始過熱度が50以下の場合には一旦核沸騰を経過して限界熱流速に到達し発熱体温度が急上昇したが、沸騰開始過熱度が100以上の場合には、非沸騰状態から沸騰開始と同時に膜沸騰遷移が起こり温度が急上昇した。100以上の沸騰開始過熱度はコールドトラップ温度が120以下に集中しており、酸素濃度が初期沸騰に大きく影響することが推測される。
