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堂田 哲広; 加藤 慎也; 飯田 将来*; 横山 賢治; 田中 正暁
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 8 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉の従来の炉心設計において、炉心変形による負の反応度フィードバックは、解析評価の不確かさが大きく、考慮されて来なかった。今後、炉心設計を最適化するためには、予測精度の高い解析評価手法を開発し、過度な保守性を排除した評価を実施することが必要となる。そこで、炉物理,熱流動,構造力学の連成解析によるプラント過渡時の炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法の検証として、燃料集合体が炉心中心から1列ずつ半径方向に水平移動した変形炉心の反応度を計算し、モンテカルロ法による参考値と比較した結果、炉心領域での集合体変位による反応度はよく一致するが、反射体領域では過大評価する結果となり、今後のモデル改良に対する課題を抽出することができた。
小此木 一成*; 中村 武彦; 吉永 真希夫; 細山田 龍二*
JAERI-Data/Code 99-018, 112 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-018.pdf:4.48MB
NSRRでは、照射済燃料実験の一環として、発電用原子炉で実際に使用された燃料に加え、高濃縮度燃料をJMTRであらかじめ照射した燃料(JMTR予備照射燃料)を用いた実験を実施している。JMTR予備照射終了時の燃料の状態は、NSRRパルス照射実験の初期状態であり、その状態の把握は実験燃料の発熱量及びFP量の評価上、極めて重要である。そこで今回、JMTR炉心の核計算を行い、反射体領域での中性子スペクトルを評価し、この中性子スペクトルを用いたJMTR予備照射燃料の燃焼計算法を開発した。本報告書では、JMTR予備照射燃料の燃焼計算に必要な断面積ライブラリ、燃焼計算用入力フォーマット(ORIGEN2コード用)及びJCL(動作環境:原研-AP3000)を用意した。
水野 正弘*; 宇都 成昭
JNC TN9400 98-007, 147 Pages, 1998/11
核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施している。SERAPHでは定常及び種々の過渡試験が予定されており、試験時のドライバー炉心除熱のため重水が炉心冷却材に用いられる。種々の試験遂行には制御棒を使用するが、吸収体引抜き時のフォロワー材を重水とする制御棒案を候補の一つとして成立性の検討を行っている。この案では、重水の持つ高い減速比に起因して、重水フォロワー領域における中性子の減速・反射によって隣接燃料集合体で局所出力ピークが発生することが懸念されており、今後制御棒構造の具体化を進めるには詳細な局所出力分布特性評価手法の整備が不可欠である。このような背景に基づき、筆者らは制御棒周辺の局所出力分布を含む集合体内出力分布特性を適切に評価し得る核計算手法の整備を行った。解析ツールには制御棒近傍での中性子輸送挙動を統計的な影響を受けずに評価し得る2次元SN輸送計算コードTWOTRAN-IIを選定した。モデル化に際して、制御棒近傍での中性子平均自由行程を考慮し、制御棒とその周辺の15体分に相当するドライバー燃料集合体からなる2次元XY体系スーパーセルモデル、及びそれを13種類の単位セルモデルで構成する方法を考案した。スーパーセルモデルを効率良く構成するため領域マップ及びメッシュ境界を自動設定するプログラム、並びに計算で得られたメッシュ毎の中性子束をピン毎の出力密度に編集するプログラムを作成した。本成果は、今後制御棒構造やそれに関連した炉心構成の具体化に有効に活用されることが期待される。
宇都 成昭; 若林 利男; 早船 浩樹
PNC TN1410 98-007, 94 Pages, 1998/04
汎用性、低い資源依存性、安全性、核不拡散性等、次世代を担う原子炉の条件を満足する概念の一つと考えられる小型高速炉の具体的なシステム像の構築を目指すため、平成8年11月に小型炉技術検討ワーキンググループが発足した。本報告書は、当ワーキンググループのメンバーとして著者らが1年余りにわたり行ってきた原子炉システムに係わる技術的検討の成果をまとめたものである。検討に先立ち、小型高速炉の開発においては、実験炉、原型炉の経験や大型炉研究での成果・知見を最大限に活用した早期開発、並びに既存技術の効率的活用と新技術の順次実証を基本方針として、以下に示す3つのステップに分けて標準化に至るまでの開発を進めるべきとの考えを示した。・第1ステップ:デモ機第1段階既存技術で実現可能な経済性を確保しつつ、5年程度の開発期間をもって基本システムの実証を行う。・第2ステップ:デモ機第2段階(高性能化)経済性の大幅な向上並びに新技術導入(新型燃料を含む)による炉心・プラントの高度化を実現する。・第3ステップ:標準化発・送電システム全体として現行軽水炉発電技術と経済的に競合し得る実用小型高速炉の標準化を実現する。本報では、第1ステップでの開発実証に焦点をあて、燃料開発に係わる豊富な実績により第1ステップで必須とされる開発期間の縮小化に最も有利な混合酸化物燃料炉心を取り上げ、核・熱計算による評価を含めた炉心及び原子炉構造に係わる技術的検討を行った。その結果、受動安全特性の向上等による高い安全性を確保しつつ燃料交換サイクル2年程度を達成し、第2ステップ以降の炉心・プラントシステムの高度化に柔軟に対応し得る電気出力約5万kWeの小型高速炉システムの成立性見通しを得た。また、第2ステップ以降の具体像について炉心を中心とする予備的検討を行い、混合窒化物燃料の活用が有望な一方策であることを示した。
竹田 敏一*; 木本 達也*; 北田 孝典*; 片木 洋介*
PNC TJ9605 97-001, 100 Pages, 1997/03
本報告書は次の2部と付録から構成されている。第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良付録 高速炉におけるドップラー反応度解析のためのU238サンプルの実効断面積第1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の理論式の検討を行い、その後摂動モンテカルロ法の計算コードへの導入を行った。同じヒストリー数の計算を行ったところ、摂動モンテカルロ計算コードでの計算時間は、通常のモンテカルロ計算の1
2割程度の増加であった。作成した摂動モンテカルロ計算コードを用いて行った試計算結果は概ね妥当であり、また偏差も十分に小さいことから、摂動モンテカルロ法の有効性が示された。 しかしながら、得られた摂動前後の固有値の差が評価手法により、正や負になる場合があること、また、摂動による中性子源分布の変化を考慮しない従来手法と、摂動による中性子源分布の変化を考慮する新手法の間で、計算結果に有為な差が見られないことから、さらに摂動モンテカルロ計算コードに対して検討を加える必要がある。第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良ノード法を用いた六角-Z体系用輸送計算コード「NSHEX」は、高速炉の炉心計算において非常に精度のよい評価を得ることがこれまでの研究で確かめられてきた。しかし非均質性の高い炉心においてややその精度が劣ることがわかっている。その原因として、ノード内空間分布を求める際用いる横方向もれの評価法が挙げられる。径方向スイープ時における、集合体からの径方向もれ分布を得るためには各ノード頂点中性子束を評価する必要がある。従来法では、その頂点の周囲のノード境界平均中性子束を用いている。新手法においては、その頂点近傍の中性子束分布を、いくつかの寄与が大きいと考えられるノード、およびノード境界の中性子束をパラメータとしてx,u 2次式で評価し、その分布式より頂点中性子束を算出している。以上の手法を用い、NEACRP 3D NEUTRON TRANSPORT BENCHMARKSの小型高速炉モデル、および実機「もんじゅ」体系を用いて検討計算を行った。その結果実効増倍率においては、多群モンテカルロ法によるGMVPに対して、どの手法もほぼ0.1%以内に一致する。各領域の中性子束も、数%以内に一致したものの、制御棒の挿入された体
武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*
PNC TJ1409 97-011, 25 Pages, 1997/03
1開発成果・設計・運転経験の反映開発成果、設計・運転経験など、プロジェクトで得られた全ての知見は、主として下記に反映される。1)現在のプラント運転の安全性・信頼性の向上2)現在のプラントの改良設計3)次のプラントの設計2"設計/研究開発/プラント特性データベース"構築の考え方"設計/研究開発/プラント特性データベース"は、上記の目的に活用できるように構築する。(1)設計と研究開発を融合したデータベースプロジェクトの研究開発は、設計技術根拠、即ち、建設方針、設計基準、許容設計限界値、設計の検証などの確立が主体であることを考慮して研究開発と設計の各データベースを融合したデータベースを構築する。(2)プラント特性の組み入れプラント設計は安全裕度を入れて行うが、プラントはその固有の実力性能、即ち、安全率なしで稼働する。従って、下記の発展が効果的にできるよう、プラント特性(とくに初期特性)をデータベースに組み入れた。1)設計と実力性能を比較評価して、適切な安全裕度を設定2)定期検査データとカップルした劣化度評価3)燃料の燃焼・組成変化に伴う特性変化の解明4)実際のプラント特性に基づく技術と設計の高度化3"設計/研究開発/プラント特性データベース"の構成以上の評価を基に、本データベースを下記の構成にした。1)設計基本事項2)設計関連技術情報(設計技術根拠)3)プラント特性
飯島 進; 岡嶋 成晃; 中川 正幸
日本原子力学会誌, 39(1), p.25 - 27, 1997/00
原子力学会誌の特集記事として、分担執筆した。高速炉の核計算に関し、最近の新しい手法を中心に記述した。特に、共鳴反応を詳細に取り扱う、超詳細群計算コードの開発を中心に、高速炉体系における計算精度について述べた。
大坪 章; 野村 昌弘; 武井 早憲
PNC TN9410 96-205, 42 Pages, 1996/07
動燃では現在加速器による消滅処理研究の一環として,大電力電子線形加速器の研究をしている。そこで応用利用技術の一つとして,電子加速器とTRU燃料 を用いた未臨界炉心体系を組み合わせたハイブリッド炉の検討を行った。本報告書ではハイブリッド炉の特性を知るために行った核熱計算の結果について述べる。電子加速器で加速された電子ビームを,未臨界炉心体系の中央に位置するターゲット部に入射する。はじめに入射した電子は制動輻射により
線を生成する。そして(,n)反応により中性子を発生させる。発生した中性子は周囲の未臨界炉心体系に入り,TRU燃料を燃焼させる。計算の結果,入射エネルギー100MeV,ビームパワー1MWeの電子線を1年間未臨界炉心体系に入射した場 合,TRU消滅量は約0.1Kgになり,またハイブリッド炉は熱工学的には十分成り立つ可能性があることが分かった。加速器と未臨界炉心体系を組み合わせたハイブリッド炉としては,良く知られているように電子加速器以外に陽子加速器を用いるハイブリッド炉がある。陽子加速器を用いるハイブリッド炉の核熱計算を今後実施して,両方のハイブリッド炉のTRU消滅特性を比較する予定である。
奥村 啓介; 久語 輝彦
RIST News, (20), p.20 - 25, 1995/00
主に熱中性子炉の解析と設計のために開発された核計算コードシステムSRACの概要を紹介する。SRACは、SRACライブラリ、SRAC本体、補助コードにより構成される。SRACは、幾つかの核計算モジュールを組込み、また豊富なオプションを有しており、問題の特性や計算コストに応じた選択が可能である。特に衝突確率法計算モジュールは、16種類に及び幾何形状を扱い、現存する炉型にほとんど対応可能である。SRACは、広範囲な炉型対象と豊富なオプションにより原研・大学を中心に広く利用されている。
角田 弘和*; 前田 章雄*
PNC TJ9222 92-003, 45 Pages, 1992/03
最近の計算機性能の向上により、従来の計算機資源では実行不可能であった炉心内全集合体そのまま取り扱うような3次元詳細メッシュ(Tri-Z モデル)計算が可能になってきた。そこで、3次元修正粗メッシュ解法を特徴とする設計解析コードMOSESに詳細メッシュ計算機能を追加した。まず、既存の計算コードを対象に詳細メッシュ中性子束計算機能を調査した。その結果に基づき、公開であり、しかもMOSESコードが取り扱える計算体系との整合性を考慮してVENTUREコードの核計算モジュールを選び、これに改修を加えて組み込むこととした。MOSESコードに組み込んだ詳細メッシュ計算機能の健全性は、CITATIONコードとの比較計算やMOSESコードの修正粗メッシュ燃焼計算との比較により確認した。改修したMOSESコードは次のような特徴がある。1・従来の粗メッシュ(Hex-Z)や修正粗メッシュ(Hex-Z)解法のほか、詳細メッシュ(Tri-Z) 解法による計算がひとつの入力データで選択できる。2・CITATIONコードでは詳細メッシュ計算の取扱可能な体系に制約があるが、従来からMOSESコードで取り扱うことができる1/6、1/3、1/2、1/1の計算体系どれも扱うことができる。3・入力オプション1つで軸方向倍メッシュ計算が可能であることなど、従来使われてきたCITATIONコードに比べて入力指定が容易でる。
真木 紘一*; 川崎 弘光*; 小迫 和明*; 関 泰
JAERI-M 91-073, 101 Pages, 1991/05
従来のGICX40用核発熱定数(KERMA)ライブラリーに代わるものとして、FUSION-J3用KERMAライブラリーを1990年4月に公開された評価済み核データファイルJENDL-3をベースに作成した。KERMAライブラリー中で中性子のKERMAファクターは、反応のカイネマティクスを考慮した直接法を採用して作成した。ガンマ線のKERMAファクターは、持っている運動エネルギーを核発熱として計算すればよく、中性子KERMAファクターのようにエネルギーバランス法を用いても問題はないのでそれを採用した。以上のKERMAライブラリーは、核融合炉の核計算に適用することができ、信頼性の高い核発熱の計算結果が得られるものと期待され、今後の核融合炉の設計に役立つものと考えられる。
真木 紘一*; 小迫 和明*; 関 泰; 川崎 弘光*
JAERI-M 91-072, 103 Pages, 1991/05
従来の核融合炉核計算用ANISNタイプ結合群定数セットGICX40に替わる群定数セットとして、1990年4月に公開されたJENDL-3をベースにFUSION-J3を作成した。FUSION-J3は、中性子125群、ガンマ線40群から成り、核融合炉の候補材の主要40核種を内蔵し、散乱断面積のルジャンドル展開次数P5を採用している。また、2次元計算の機動性及び誘導放射能計算コードシステムがGICX40の群構(中性子42群ガンマ線21群)となっているので、同じ群構造の補助的な群定数セットFUSION-40もあわせて作成した。ベンチマーク計算及び実験解析の結果から、FUSION-J3は、実験値をよく再現し、VITAMIN-C(ENDF/B-IVベース)以上の精度にあることが示された。また、JENDL-3は、ENDF/B-V以上の高い精度にあることも示された。以上より、FUSION-J3を核融合炉核計算に適用することにより、更に高い核設計精度が期待できる。
土橋 敬一郎; 中川 正幸; 森 貴正; 久語 輝彦; 藤田 信義*
JAERI-M 90-177, 96 Pages, 1990/10
当研究室では昭和63年以来「新型原子力システム解析法の研究」が新テーマとして認められたので、ADES計画に沿った知的原子炉設計システムIRDS開発計画を策定した。この報告書では平成元年度に行なったIRDSに係わる活動の報告を行う。IRDS基本設計の骨子は新型炉の概念検討・設計を会話型で行うために、オブジェクト指向プログラミング環境の下で稼動するモジュラーシステムを構築することである。会話型ツールの実現のために、入力データ生成ツールと図形表示による幾何形状入力作成ツールを試作した。また、原子炉設計データベースのクラスとフレームの構造を設計した。モジュラーシステムの要素として簡易設計用に核計算と炉心熱水力コードのモジュール化に着手した。また、構造解析コードのモジュール化の検討を行なった。
秋江 拓志; 奥村 啓介; 高野 秀機; 石黒 幸雄
JAERI-M 90-109, 49 Pages, 1990/07
高転換軽水炉の概念成立性の検討に必要とされる精度を持った核計算手法を確立するために、高転換軽水炉の核特性解析法の研究を行なった。ここでは特に、共鳴エネルギー領域の取り扱いと減速材ボイド反応度特性の評価、および燃焼特性の把握に重点が置かれた。また、実験解析やベンチマーク計算により、計算手法とデータの信頼性も評価した。これらの結果は原研の熱中性子炉設計解析コードシステムSRACに反映され、精度の高い核計算コードとして改良された。
竹田 敏一*; 宇根崎 博信*; 栗坂 健一*; 佐久間 啓臣*; 下田 雅之*; 伊藤 登*; 久語 輝彦*; 青木 繁明*; 宇都 成昭*; 田中 元成*
PNC TJ2605 88-001, 230 Pages, 1988/03
本報告書は次の7部から構成されている。第一部: 臨界集合体および実機炉心の格子均質化第二部: 多次元ノード拡散計算法第三部: ディカップリング計算法第四部: 過渡特性評価法の研究第五部: 2領域炉心の結合度評価第六部: 中速スペクトル炉の計算法の研究第七部: 金属燃料炉心の核特性研究
not registered
PNC TJ265 83-01, 144 Pages, 1983/03
高速臨界集合体FCAVI-2で測定されたピン及びプレート燃料でのNaボイド反応度、ピン-プレート置換反応度の解析並びにZEBRA-CADENZAで測定されたピン及びプレート炉心の臨界性の解析を行った。ピン燃料のNaボイド反応度のC/E値はプレート燃料に比べ炉中心で20%大きい。置換反応度のC/Eは約1.4となった。CADENZAピン、プレート炉心のkeffに対するC/E値の差は0.004であった。統一拡散係数を用いた拡散計算によりZPPR-9のNaボイド反応度を計算し測定値と比べ非漏洩及び漏洩成分に対するバイヤス因子を求めBenoistの拡散係数を用いた場合のバイヤス因子と比較した。その結果、統一拡散係数が有効である事が示された。炉心燃料及びブラケット燃料より構成されるマルチドロワーモデルを用いてk
並びに反応率分布を計算し、無限格子モデルによる計算と比較した。3次元輸送計算コードを作成するための調査を行い、コード化のための解法アルゴリズムを定め更に加速法として有望視されている拡散合成法の2次元体系での公式を導出した。
関 泰; 田中 吉左右; 迫 淳
JAERI-M 6150, 18 Pages, 1975/06
昭和60年代に建設が予定されている核融合動力実験炉には、概算によれば1~2キログラムの初期装荷トリチウムが必要とされる。その後の実験炉の運転には年間数百グラム、またそれ以前に行なわれる炉心モックアップ実験にも年間数十グラムのトリチウムの供給が毎年必要であると考えられる。ここでは熱出力100MW程度のナトリウム冷却高速炉により生産できるトリチウムの量を核計算を行なうことにより検討した。その結果この程度の小型高速炉を利用しても年間100グラム以上のトリチウムを生産できることが明らかになった。
長谷川 明; 桂木 学
JAERI-M 5381, 60 Pages, 1973/08
JAERI-FAST Set70群定数のUtility Program System J-FAST-70Uが発された。本コードシステムは、JFUSER、LTFR70、LTFCOR、LTFDMP、JFCOMBの各Program及びJAERI-FAST70群定数library tapeが成り立っている。JAERI-FAST70群定数library tape中のdataの作表作業、必要dataのPrint、Punch、Plot(グラフ化作業)、70群以下の小数点群定数への縮約をJFUSERが行い、EXPANDA-70D用のbinary形式のlibrary tape作成をLTFR70が行う、さらに、そのbinary形式のtape内容の変更をLTFCORで行い、又そうしたbinary形式のlibrary tapeの内容のdump(Table形式で出力する。)をLTFDMPにて行うことができる。
長家 康展
no journal, ,
日本原子力学会炉物理部会主催の夏期セミナーにおいて「Pythonを利用した核計算,2; 確率論的手法」というタイトルで講義するためのテキストである。モンテカルロ法の基礎手法である乱数の発生方法とサンプリング手法についてPython言語によるサンプルコードを例示しながら詳しく解説した。また、それらのサンプルコードを再利用し、1領域球体系の固定源問題と1群と2群の固有値問題を解くモンテカルロプログラムを作成し、プログラムのアルゴリズムを解説した。
堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 高田 孝; 大島 宏之
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術として、SFRの設計オプションに柔軟に対応し、設計で想定される運転状態に対して高効率解析から高精度な現象予測解析までを1つのシステムで実現するマルチレベルシミュレーションシステム(MLPS)の開発を進めている。燃料集合体解析コードと核特性解析コードをプラント動特性コードと連成させる手法を整備し、燃料集合体-炉心全体熱流動の連成問題及び制御棒不作動時の核-熱連成問題の解析を実施した。1Dコードのみで解析した結果との比較により、各連成手法の妥当性を確認した。