Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*
JNC TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01
JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB
ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。
菊池 康之; 高野 秀機; 中川 庸雄
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.424 - 425, 1995/00
1994年6月に公開したJENDL-3.2は、JENDL-3.1のベンチマーク・テストの結果をフィードバックして大幅に改良された。その主な改良点は、重要なアクチニド核種の共鳴パラメータ、U-235の捕獲断面積、U-233とU-238の非弾性散乱断面積、重要核種の核分裂スペクトル、構造材核種の弾性及び非弾性散乱断面積、ガンマー線のスペクトル等である。これらの改良に伴い、熱中性子炉、高速炉、しゃへい及び核融合ブランケット等についてのベンチマーク計算を実施した。その結果、JENDL-3.1で明らかにされた問題の殆んどがJENDL-3.2では改善された。これらJENDL-3.2における、核データの再評価とベンチマーク・テストの結果を発表する。
早田 邦久
日本原子力学会誌, 33(10), p.950 - 951, 1991/10
ANS主催、日本原子力学会、カナダ原子力学会、欧州原子力学会共催の熱中性子炉安全性国際会議は、1991年7月21~25日に米国ポートランド市で開催され、20ヵ国約300人の出席者を得た。日本からは、9件の発表が行われ、15人が出席した。今回の会議は、小規模ではあったが、テーマをDAに絞ったプレナリセッションが開催されるなど、興味深いものであった。本報告は、日本原子力学会の依頼により、会議の内容をまとめたものである。
倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 三村 謙; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 笹島 文雄; 梅井 弘
JAERI-M 84-013, 47 Pages, 1984/02
核融合炉のトリチウム増殖ブランケットへの適用をめざしたセラミックス系リチウム化合物(Li
O、LiAlO、LiSiO
、LiZrOなど)の研究が、材料開発及びブランケット設計の両面から進められている。特に、日・米・欧の各国では、ブランケット操作条件を考慮したトリチウム放出特性、材料健全性、核・熱特性に関する試験研究の必要性が強調されている。本研究は、「酸化リチウム高照射試験」の一環として計画し実施したものであり、原子炉による熱中性子照射下のLiOペレットのトリチウム放出特性を調べることを主眼としている。照射試験は、JRR-2の垂直照射孔(熱料領域VT-10、
th = 1.0
10
, f = 1.010
n/cm
・sec)において約1000時間(4サイクル)に互って行った。本報告書は、LiOペレット(6.66g)を装荷したスイープガス・キャプセルにおける
Li(n、d)
H、
Li(n、nd)Hの反応率及び温度分布並びにペレット中不純物に基づく誘導放射能について検討・評価したものである。
五十嵐 信一; 浅見 哲夫; 菊池 康之; 中川 庸雄; 成田 孟; 柴田 恵一
日本原子力学会誌, 26(3), p.191 - 198, 1984/00
被引用回数：3 パーセンタイル：38.16(Nuclear Science & Technology)日本の評価ずみ核データライブラリーの第2版、JENDL-2が完成し、昭和57年末に公開した。JENDL-2は高速炉、熱中性子炉、遮蔽、核融合炉等への適用を目的とし、シグマ研究委員会及び原子核データセンターのメンバーが協力して作りあげたわが国独自の評価ずみ核データライブラリーである。この解説では、核データ評価の例と、JENDL-2を用いて行った種々のベンチマークテストについて紹介すると共に、JENDL-2利用の際に注意すべき点を記し、利用者への便を図る。
高野 秀機; 土橋 敬一郎; 山根 剛; 秋濃 藤義; 石黒 幸雄; 井戸 勝*
JAERI-M 83-202, 41 Pages, 1983/11
評価済み核データJENDL-2より熱中性子炉体系標準核計算コードシステムSRACのための群定数ライブラリーを作成した。この群定数ライブラリーを用いて熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。選んだベンチマーク炉心は、軽水系2炉心(TRX1と2)、重水系炉心(DCA)、黒鉛系2炉心(SHE-8と13)および8つの臨界安全のための実験である。実効増倍率に関して、JENDL-2は、ENDF/B-4による~1%の過小評価をかなり改善しているが、まだ少し過小評価を与える。実験値との一致はJENDL-2とENDF/B-5(
Uのみ)を用いた場合が最も良い。格子定数に関しては、
とC
のJENDL-2による計算値は実験値と良く一致するが、
については、高速炉系に対する結果と同様過大評価である。さらに、SRACシステムの計算機能が大幅に拡充したので、拡充箇所について報告する。
高野 秀機; 長谷川 明; 金子 邦男*
JAERI-M 82-072, 105 Pages, 1982/07
TIMS-PGGはENDF/B-ル形式に編集された核デー夕・ファイルを処理して、速中性子領域群定数を計算するために開発したコード・システムである。このシステムにおいては軽中重核と重い核種の滑らかな断面積に対する群定数は、1/Eと分裂スペクトルあるいは衝突密度スペクトルを重みとして計算し、共鳴核種に対しては中性子減速方程式を厳密に解いて計算する。計算された核種毎の無限希釈断面積、共鳴遮蔽因子、散乱マトリックス及び分裂スペクトルはマスターファイルにPDS形式で収容される。使用者は目的に応じて、このマスターファイルからユーティリティコードを用いてユーザライブラリーを作成することができる。本報告書はTIMS-PGGコード・システムの使用法及び群定数ライブラリーの作成法について述べる。
村上 清信; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男*; 小林 岩夫; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*
JAERI-M 9876, 83 Pages, 1982/01
プルトニウムの軽水炉におけるリサイクル使用に関連した炉物理研究の一環として、出力分布の平坦化に関する実験を、軽水臨界実験装置(TCA)を用いて行った。使用した燃料棒は、PuO富化度が5種類、U-235濃縮度が6種類である。実験は、PuO-UOおよびUO燃料棒格子内について行い、水平方向の出力分布に与える水ギャップ並びにPuO富化度の異る燃料棒の配列の効果をパラメトリックに測定した。この実験から、PuO富化度および水ギャップ幅が出力分布に与える効果が求められ、かつBWR型燃料集合体中における各種燃料棒配列と出力ピーキング係数の関係が明らかになった。
田坂 完二; 菊池 康之; 新藤 隆一; 吉田 弘幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(7), p.519 - 531, 1977/07
被引用回数：1百万KW電気出力規模のBWR、PWR、HWR、HTGR、LMFBRを対象に、低濃縮ウラン酸化物燃料あるいはPu混合酸化物燃料を利用した場合の各炉1基毎の(1)炉内における各アクチニド核種の生成量、(2)使用済燃料中のアクチニド核種の放射能の冷却挙動、(3)再処理後の各アクチニド核種の放射能の冷却挙動、(4)長時間照射によるPuの組成変化、を解析した。検討の結果、ウラン資源の有効利用の面からも、生成放射能を低くおさえて再処理と高濃度放射性廃棄物の処理を容易にするためにも;熱中性子炉ではウランを燃料とし;生成したPuは高速炉で使用するのが望ましく;さらに高速炉ブランケットで生成したPuを燃料とする高速炉の比率を増して行くことが望ましいことが分った。
曽根 和穂; 白石 健介
JAERI-M 6358, 40 Pages, 1976/01
本報告では中性子照射によるMo、Nb、V、Fe、Crの6種類の金属材料のはじき出し損傷の計算法および計算結果を示した。初めに物質に固有な量でありPKAの作られる過程に直接依存する損傷関数を求めた。考慮した中性子核反応は弾性散乱、非弾性散乱、(n、2n)および(n、
)反応である。中性子断面積や微分断面積については、ENDF/B-IIIの評価済データを使用した。次に核分裂スペクトル、JMTR、MONJUおよび核融合炉を代表する中性子エネルギースペクトルの下での中性子照射によるはじき出し損傷量(DPA)の計算を行った。さらに照射量が与えられれば簡単にDPA値がわかるような因子として損傷断面積(単位はdpa・cm)を定義し、材料の原子炉内照射の各組対してその値を計算した。またこれらの中性子エネルギースペクトルの下で材料を照射した場合に生成されるヘリウム原子と水素原子の量をENDF/B-IIIに収録されている(n、
)、(n、p)反応の断面積を用いて計算した。
およびPuO-UO格子の2領域炉心における
/lの測定と計算鶴田 晴通; 北本 紘一*
JAERI-M 4696, 56 Pages, 1972/02
軽水炉動力炉にプルトニウムを代替して用いる場合、動特性パラメータの変化を考慮する必要がある。動特性パラメータのうち、実効遅発中性子放出割合/lと中性子寿命lに関する情報を得る目的で、PuO-UO燃料とUO燃料とで構成される2領域炉心の/lがパルス法によって測定された。摂動論にもとずく計算が行われ実験値と比較された。UO燃料1領域炉心の場合の実験も、計算法の妥当性を調べるために行なわれた。PuO-UO燃料をUOに置換することにより、/lは小さくなるが、lも変化することによって/lとしては大きくなる場合もある。計算値はUO1領域炉心およびPuO-UOとUOの2領域炉心の場合いずれも4%の誤差範囲で実験値と一致した。PuO-UO燃料を部分的にUO燃料に置換した場合でも、UO燃料のみの炉心に対する計算法が適用できる。
三井田 純一; 須田 信英
JAERI 4006, 22 Pages, 1958/07
原子炉の設計に際しては、自動制御系統の検討および反応度事故に対する安全性の検討を充分に行なう必要がある。そのために便利な資料として任意の時間関数で表される反応度速度が起った際の、原子炉中性子密度の変化を計算できる数表および図表(1)をすでに作製した。ここでは反応度変化を階段状の変化に限り、その際の中性子密度の変化を計算するのに便利な図表を提供する。図表は2種類よりなる。第1は階段状の反応度変化
を与えたときの中性子密度の時定数Tr(i=1,2~7)を与え、第2は係数Nr(i=1,2~7)を与える。いずれかの場合も中性子寿命lはパラメータである。中性子密度n(t)は本文中の(6)式によって計算できる。多くの場合反応度事故は反応度変化を階段状の変化とみなすことにより、かなりよい近似を与える。この意味でこれらの図表は原子炉の安全性検討の計算に際して有用であると思われる。
三井田 純一; 須田 信英
JAERI 4005, 24 Pages, 1958/07
ある反応度変化が原子炉に起った場合、中性子束、あるいは出力にどのような変化が起るかを求めることは原子炉の安全性な検討、計測制御系の設計、原子炉の運転あるいは原子炉の諸定数測定んための実験などの立場からきわめて重要なことであるが、原子炉の動特性方程式のまま解くことはむずかしい。これを積分方程式の形にすれば、数値計算が非常に容易になることを筆者の1人はすでに発表した。(1)この報告には上記の計算に有用な数表および図表がのせてある。F(s)の数表および図表から、任意の中性子寿命lに対する積分核G(t)は容易に求められ、それによって中性子束n(t)が計算される。Lの代表的な値に対するG(t)の値も数表にしてある。Lの代表的な値に対する伝達関数は、ボード線図の形で与えてあり、原子炉を含む制御系の安定性の解析に有用である。原子炉に階段状の反応変化が生じた際の動特性も重要なものであるが、これに関する図表は別の報告にのせる。(5)
