A Design study on a metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide transmutation by loading silicon carbide composite material

大釜 和也; 原 俊治*; 太田 宏一*; 永沼 正行; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.735 - 747, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.2005702

A metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide (MA) transmutation was designed by loading silicon carbide composite material (SiC/SiC) which can improve sodium cooled fast reactor (SFR) core safety characteristics such as sodium void reactivity worth and Doppler coefficient due to neutron moderation. Based on a 750 MWe metal fueled SFR core concept designed in a prior work, the reactor core loading fuel subassemblies with SiC/SiC wrapper tubes and moderator subassemblies was designed. To improve the reactor core safety characteristics efficiently, three layers of SiC/SiC moderator subassemblies were loaded in the core by replacing 108 out of 393 fuel subassemblies with the moderators. The reactor core with approximately 20 wt% MA-containing metal fuel satisfied all safety design criteria and achieved the MA transmutation amount as high as 420 kg/GWe-y which is twice as high as that of the axially heterogeneous core with inner blanket and upper sodium plenum, and two-thirds of that of the accelerator-driven system.

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)制御棒反応度価値の詳細評価

中田 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦

JAERI-Tech 2002-087, 83 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-087.pdf:3.47MB

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)は、熱出力600MWtで固有の安全特性を有する高温ガス炉と50%近い高い熱効率を持つガスタービンを組み合わせてモジュール化することにより、簡素で経済性に優れた発電システムを構築している。GTHTR300では、事故時の除熱を効果的にするため、炉心は燃料を環状に配置しており、制御棒はその両側の反射体に挿入される。反射体では熱中性子束が大きく変化しており制御棒価値の正確な評価には詳細な評価が不可欠である。本報告では、詳細な全炉心モデルのモンテカルロ法を用いて、設計に用いた手法が十分な精度を有することを確認した。

熱供給用超小型炉MR-1G炉心の核的検討

小田野 直光; 石田 紀久; 落合 政昭

JAERI-Research 2001-044, 53 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-044.pdf:2.35MB

MR-1Gは都市のオフィスビルへの熱供給のための熱出力1MWtの超小型原子炉である。MR-1Gの炉心設計として、原子炉負荷率44%を仮定した場合に燃料無交換で10年間の長期炉心寿命を達成する炉心の核的検討を行った。燃料棒配置,U濃縮度について検討し、濃縮度を8.5wt%とすることで設計条件を満足できる炉心仕様を得た。種々の核的安全性にかかわるパラメータについて確認を行うとともに、反応度係数,出力分布等の核特性を評価し、設計条件を十分満足するものであることを明らかにした。また、受動的原子炉停止系に採用した反射体落下による炉停止性能の解析を行い、炉物理の観点から成立性を確認した。

核設計手法報告書

高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 真仁*; 林 達也*

JNC TN8410 2000-011, 185 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB

FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。

次世代炉定数の整備

金子 邦男*

JNC TJ9400 2000-005, 182 Pages, 2000/03

JNC-TJ9400-2000-005.pdf:4.74MB

本年度は汎用超微細群スペクトル計算モジュールPEACOを高速炉セル計算コードSLAROMに組み込んだ。この改良SLAROMコードを使用する決定論手法と確率論的手法である連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより、2次元RZ均質モデルを用いて径方向非均質炉心であるZPPR-13Aの反応率分布計算を実施した。両者の計算結果を比較検討する事によりPEACOモジュールが高精度の共鳴実効断面積機能を有すること、決定論手法とMVPコードの反応率分布計算結果を1%以内で一致させるには、鉄等の構造材核種と酸素の断面積変化を反映する高エネルギー領域を細かくした群構造を持つライブラリーを使用する必要がある事が明らかになった。また、次世代炉定数作成のため、NJOY97.V107コードを導入し、NJOY97.V107コードの前処理コードと後処理コードを作成して汎用炉定数作成システムを構築した。そして、この汎用炉定数作成システムを使用し、JENDL-3.2評価済核データを用い、70群の新JFS3ライブラリーを作成した。更に、この汎用炉定数作成システムの検証を行うため、新JFS3ライブラリーを使用し2次元RZ均質モデルによるZPPR-9炉心の核特性解析とZPPR-9炉心の非均質セル計算を決定論手法で実施した。同時に、MVPコードによる解析も実施した。両者の計算結果の比較から、PEACOモジュールによる共鳴断面積を用いる決定論手法は、ZPPR-9炉心の反応率分布およびNaボイド反応度計算精度を向上させることが明らかになった。そして、本研究で作成した新JFS3ライブラリーは、従来使用されてきたJFS3-J3.2ライブラリーと同程度の核特性計算性能を持つことが確認された。

Tc-99の中性子捕獲断面積測定

井頭 政之*

JNC TJ9400 2000-008, 61 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-008.pdf:2.5MB

高速炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換処理研究のためには、核変換性能等の炉心特性を詳細に検討する必要があり、従って、LLFPの精度良い中性子核反応断面積データが必要となる。そこで本研究では、精度良い中性子核反応断面積データを得るため、重要なLLFP核種であるTc-99についてkeV中性子捕獲反応断面積の測定を行なった。測定はAuの捕獲反応断面積を標準とした相対測定とし、ペレトロン加速器を利用したnsパルス中性子源及び大型コンプトン抑止型NaI(Tl)ガンマ線検出器を用いた中性子飛行時間法で行なった。その結果、入射中性子エネルギー10600keVの範囲で、Tc-99の捕獲断面積を誤差約5%の精度で得た。今回の測定値とこれまでの測定値及びJENDL-3.2の評価値との比較を行なった結果、JENDL-3.2は1520%過小評価を行っていることが明らかになった。

FBR安全性試験炉の集合体内出力分布計算手法の整備

水野 正弘*; 宇都 成昭

JNC TN9400 98-007, 147 Pages, 1998/11

JNC-TN9400-98-007.pdf:8.32MB

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。

ATR熱水力設計手法

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PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09

PNC-TN1410-97-034.pdf:6.65MB

本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。

新型転換炉データベース「ふげん」設計/研究開発/特性[核]

武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*

PNC TJ1409 97-011, 25 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-011.pdf:0.59MB

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

核設計基本データベースの整備(VI) -JUPITER-II実験データ集-

核データベース*

PNC TN9450 96-052, 694 Pages, 1996/10

PNC-TN9450-96-052.pdf:45.48MB

本報告書は動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reacter)において、1982年から1984年にかけて実施された大型高速炉臨界実験のフェーズ2(JUPITER-2)の実験データをまとめたものである。JUPITER-2実験では電気出力65万kWe級の径方向ブランケットの形状が異なる6つの径方向非均質ベンチマーク炉心が含まれる。本報告書に収録した実験項目は、臨界性、制御棒反応度、反応率分布、Naボイド反応度、サンプル反応度、ドップラー反応度、ゾーン置換反応度、ガンマ線発熱である。 本実験データ集はJUPITER実験の成果を、大型FBR炉心の炉物理研究及び核設計のための基本データベースとして、将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。従って、実験内容を理解するために必要な情報に加えて、実際に実験解析を行うために必要な詳細データをくまなく網羅した。また、本実験データ集に含まれている実験体系あるいはドロワの組成データなどの情報は、ほとんど大洗工学センターの大型計算機あるいはその媒体上に保管されており、今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして入力できるようにした。