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

遮蔽設計基本データベースの改良

中尾 誠*; 竹村 守雄*

JNC TJ9440 2000-005, 157 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-005.pdf:3.7MB

JASPER実験シリーズで最も基本的な多重層構成からなる半径方向遮蔽体透過実験の代表的実験体系について、2次元Sn輸送計算コードDORTおよび遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDL-300(JENDL-3.2ベース)を用いた実験解析を実施した。従来これらの体系はDOT3.5コードおよびJSDJ2(JENDL-2ベース)で実験解析が実施されていたが、最新の解析手法でのボナーボール応答計算値(C)は、群定数ライブラリー更新では高く、Snコード更新では低く変化し、最終的に実測値(E)に近づくとともに検出器間でのC/E値の変動幅が小さくなっている傾向を確かめた。またギャップストリーミング実験のコンクリート層透過体系について、前年度課題となっていたJASPER実験解析(DORT/JSDJ2)を良く再現できない原因を解明し、最新手法の適用を行った。この結果、同様なライブラリー更新効果をコンクリート体系についても確かめた。また今回解析を実施した体系の入力データをデータベースに追加し、さらに既存登録データの改訂も行い、解析標準入力データベースの充実を図った。また実験解析に適用している各種処理ルーチン等の入力マニュアルの作成およびその一連のテスト問題の編集を行うとともに、これらを登録し実験解析のデータベースとしてユーザが使いやすくすることを図った。

Super-Phenix Benchmark used for Comparison of PNC and CEA Calculation Methods,and of JENDL-3.2 and CARNAVAL IV Nuclear Data

Hunter

PNC TN9410 98-015, 81 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-015.pdf:3.15MB

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。

Improvement of the density limit with an external helical field on JFT-2M tokamak

玉井 広史; 荘司 昭朗; 永島 圭介; 三浦 幸俊; 山内 俊彦; 小川 宏明; 川島 寿人; 松田 俊明; 森 雅博; 居田 克巳*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 220-222, p.365 - 369, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)00656-3

JFT-2Mトカマクにおける外部ヘリカル磁場の印加による密度限界の改善を、ヘリカル磁場と周辺プラズマの相互作用という観点から調べた。ヘリカル磁場を加えることによりプラズマ周辺部の放射損失が減少し、密度限界が最大30%増加した。密度限界付近での内部インダクタンスはヘリカル磁場の有無にかかわらずほぼ同じ値まで増加する。ヘリカル磁場を加えるとインダクタンスの増加が遅れるため、ヘリカル磁場のないときの限界を越えて密度を上げることができる。荷電交換再結合放射スペクトルを用いた分光測定によると、ヘリカル磁場を加えると正の径方向電場が形成されており、プラズマ周辺部での電子損失の増大と定性的に一致している。密度限界の改善は、この形成された電場が不純物イオンのプラズマ中への混入を防いで周辺部の放射損失を抑制し、内部インダクタンスの増加を抑えたことによると考えることができる。

Thickness of EB velocity shear at the plasma edge in the JFT-2M H-mode

居田 克巳*; 三浦 幸俊; 伊藤 公孝; 伊藤 早苗*; 福山 淳*; JFT-2Mグループ

Plasma Physics and Controlled Fusion, 36(7A), p.A279 - A284, 1994/07

https://doi.org/10.1088/0741-3335/36/7A/041

Hモード時にプラズマ周辺部で形成される径方向電場の幅について議論している。イオンの軌道損失に基づくHモード理論では、この径方向電場の幅がポロイダルラーマー半径に比例するとされている。しかし実験ではその大きさはポロイダルラーマー半径によらずほぼ一定である。この実験と理論の不一致の原因を明らかにする為に、JFT-2Mの実験データーを使って、ポロイダル方向の運動量の輸送解析を行った。その結果、径方向電場の幅はプラズマ中の垂直方向の粘性の為にポロイダルラーマー半径により大きくなることがわかった。又径方向電場の幅のポロイダルラーマー半径依存性がなくなってしまうこともこの垂直方向の粘性で説明できることが明らかになった。

炭素繊維の径方向熱膨張係数の測定

斎藤 保; 野村 真三; 今井 久

炭素, 146, p.22 - 26, 1991/00

https://doi.org/10.7209/tanso.1991.22

炭素繊維は複合材料に欠かせない重要な素材であるが、その特性測定はきわめて困難である。これはその寸法のためで、とくに直径方向において難しい。ここでは走査電子顕微鏡に高温ステージを取り付け、画像の温度変化を解析することにより、径方向の熱膨張係数を測定した。また、繊維軸まわりの結晶の配向関数を測定し、単結晶の熱膨張係数を用いて同じ熱膨張係数を計算で求めた。2つの異なった方法で得た熱膨張係数は満足のいく、一致を示し、画像解析による熱膨張係数測定法が、炭素繊維の径方向熱膨張の測定に大変有効であることが分かった。

再冠水解析コードREFLA-1 D/MODE4(REFLA-1D局所出力効果モデル・燃料棒半径方向温度分布モデル組込み版)コード・マニュアル

北條 恒行; 井口 正; 杉本 純; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 85-210, 147 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-210.pdf:3.57MB

原研では、加圧水型原子炉における大破断冷却材喪失事故時再冠水過程の熱水力挙動の解析を目的として、REFLAコードを開発している。今回、REFLA-1D/MODE3コードに局所出力効果モデルおよび燃料棒半径方向温度分布モデルの組込みを行い、これらの効果を考慮した解析が可能なバージョンREFLA-1D/MODE4を作成した。作成したコードでは、水平方向出力分布効果を考慮した局所燃料棒温度変化の計算および実燃料棒の模擬等が可能となった。本報告書は、組込んだモデルの概要、モデル組込みにともなう修正内容および作成したREFLA-1D/MODE4コード使用上の情報を含んでいる。

次世代ナトリウム冷却高速炉の原子炉周り遮蔽設計,2; 径方向中性子遮蔽合理化に向けた設計手法改良

日比 宏基*; 福地 郁生*; 増山 大輔*; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

高速炉に高性能遮蔽材を用いる時に顕著となる、(a)遮蔽体からの中性子ストリーミング、(b)炉心槽での中性子束分布周方向不均一性、(c)BC遮蔽材でのB燃焼効果による影響を評価し、設計対応を検討した。

高速炉用詳細炉心湾曲解析コードの高度化,4; 模擬集合体群の熱湾曲実験の全体計画

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏; 中川 直樹*; 川畠 竜*; 儀間 大充*; 松原 慎一郎*

no journal, , 

高速炉の炉心変形挙動を精度よく評価するため、集合体ダクトを多数のシェル要素でモデル化する詳細炉心湾曲解析コードを開発している。一方で、コード検証に要する試験データは限定的であるため、炉心体系に配置された模擬集合体群の温度勾配下での変形や相互作用データを取得する熱湾曲実験を実施している。