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宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴
JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB
最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。
伊野 浩史*; 千代 悦司*; 大内 伸夫; 長谷川 和男; 水本 元治; 壁谷 善三郎*
JAERI-Tech 98-028, 357 Pages, 1998/08
原研が提案している中性子科学研究計画の中心となる陽子加速器は、イオン源、RFQ(radio-frequency quadruple)、DTL(drift tube linac)、SDTL(separated-type drift tube linac)、超伝導加速空洞、及び蓄積リングで構成することを検討しており、加速エネルギー1.5GeV、最大ビームパワー8MWを想定している。このうち、DTL-SDTLは加速エネルギー2~100MeVの低エネルギー部に用いる。DTL-SDTLは高いピーク電流に加え、CWで運転されるため、設計にあたってはビームダイナミックスと除熱の検討が重要となる。本報告書はこれらの点を考慮しながら、DTL-SDTLと各トランスポート系(RFQ-DTL間、Pulse-CWライン合流部、及びSDTL-超伝導加速空洞間)の概念設計を行ったものである。
大坪 章; 小綿 泰樹
PNC TN9410 97-029, 39 Pages, 1997/03
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核熱計算を昨年度行った。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。今年度は陽子加速器を用いるハイブリッド炉の核熱計算を実施して、両方のハイブリッド炉のTRU消滅特性を比較した。陽子加速器で加速された陽子ビームを、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。そして核破砕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を消滅させる。計算の結果、ビームパワー1MWの陽子線を1年間keffが0.95の未臨界炉心体系に入射した場合、TRU消滅量は約10kgになった。このTRU消滅量は、昨年度検討した電子加速器を用いるハイブリッド炉の場合のTRU消滅量の、約100倍である。
倉沢 利昌; 竹下 英文; 吉田 浩; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 三村 謙; 梅井 弘; 渡辺 斉
JAERI-M 86-129, 26 Pages, 1986/09
核融合炉工学の研究開発の上で、トリチウム増殖材からのトリチウム放出特性の研究は特に急がなければならない課題である。トリチウム放出挙動は実験系内の不純物水分や酸素量によって大きな影響を受ける事が明かになってきている。そのためトリチウム測定試験装置の性能が試験の成功・不成功を決める要因になる。従って、試験装置の設計方針および構成機器の選択が非常に重要である。本報告では、これまでの経験を踏まえて、トリチウム試験装置(2号機・3号機)を設計製作した時の設計方針、設計図面等の試料をまとめた。また、照射に先立って実施された研究炉管理部内キャプセル安全審査に準備した核熱評価、安全評価、安全対策の資料も併せて記述した。
菊池 輝男; 菊地 章; 飛田 勉; 鹿志村 悟; 宮坂 靖彦; 岩本 多實
JAERI-M 6913, 40 Pages, 1977/02
多目的高温ガス炉燃料の照射挙動を調べるために、JRR-2、VT-1孔により照射したキャプセルの開発経過を報告する。キャプセルは全部で5体計画し、そのうち3体を燃料コンパクトの照射に、他の2体を被覆粒子のアメーバ効果を調べるための照射に使用した。各々のキャプセルはJRR-2、中央垂直実験孔(VT-1孔)において1原子炉サイクル照射した。燃料コンパクト用キャプセルの照射温度は、950~1500
Cの範囲にあり、試料の燃焼度の推定値は、0.74~0.87%FIMAであった。アメーバ効果試験用キャプセルの照射温度の推定値は、1650~1670C、試料の燃焼度の推定値は、0.33~0.38%FIMAであった。
林 悌二; 宮坂 靖彦; 岩本 多實
JAERI-M 6908, 16 Pages, 1977/01
JRR-2・円筒燃料孔でニ体の温度無制御方式キャプセルにより被覆燃料粒子を照射し、簡単な熱計算を行った。原子炉出力をステップ状に上げ、キャプセルの5ケ所に設置した熱電対で測温した。照射済被覆燃料粒子の燃焼度測定結果とTHERMOSコードによる熱中性子束分布より線出力を決定した。この結果に基づいて多重管ノードの温度を求め実測値と比較した。その結果、被覆燃料粒子が照射容器中に比較的分散して装荷された場合、計算上装荷位置を容器の中心に変更しても計算値と実測値の間に良い一致が見られた。一方、分散させずに装荷された場合、被覆燃料粒子を円柱と仮定すると計算値と実測値の間に比較的良い一致が見られた。また、被覆燃料粒子充填層の実効熱伝導度として、K(watt/cm・C)=3
10
t(C)+0.02を得た。
宮坂 駿一; 田次 邑吉; 岡田 高光*; 南 多善*; 井上 修二; 出田 隆士; 関 泰; 安藤 弘栄; 飯田 浩正; 藤村 統一郎; et al.
JAERI-M 5794, 71 Pages, 1974/07
原子炉構造体、遮蔽体中における放射線透過、発熱の計算を群定数作成から系統的に行なうことのできるコードシステムを開発した。本システムは、(1)中性子、ガンマ線の輸送・発熱群定数の作成、(2)2次ガンマ線生成定数の作成(3)中性子輸送計算、(4)中性子発熱計算、(5)ガンマ線輸送計算および(6)ガンマ線による発熱計算の6つの部分から構成されている。中性子、ガンマ線の輸送計算はSNコード(ANISN、DOT-2等)を用いて行なう。本コードシステムの機能および計算精度評価のため、FCA-V3集合体における実験結果を解析し、かなり良い結果を得た。
安藤 弘栄
JAERI-M 5469, 58 Pages, 1973/12
燃料キャプセルの照射条件のうちで線出力は通常最も重要なパラメータである。線出力の推定は核計算及び臨界実験装置の実験から求めている(Q
ES)。一方照射中キャプセルに取付けられた熱電対の温度指示値からは、一次元熱を介して線出力が求められる(Q
EN)。両者の一致度を追求することは線出力精度向上のため重要である。但しQENでの問題は一次元計算であるため軸方向の熱の流れは無視されることであり、短尺燃料試料の線出力は常に低目に見積られる。本報告では二次元熱計算を行い、一次元熱計算の評価を行った。その結果次の結論を得た。(1)スタック長さ5cm、ペレット径7mmの短尺ピンでは、一次元計算からの線出力は二次元計算の線出力に比べて1/1.7倍になる。(2)スタック長さが20cm以上になると1/1.1倍程度になり、二次元計算に一致する。(3)高濃縮の短尺燃料キャプセルではスタック端部にかなりの発執ピーキングを生ずるが軸方向の熱の逃げのため、温度的ピーキングは小さく問題とはならない。
横山 賢治; 神 智之
no journal, ,
汎用炉心解析システムMARBLEの燃焼計算ソルバーにチェビシェフ有理関数近似法を導入し、最新の核データライブラリを利用した総和計算法による崩壊熱の計算が可能であることを確認した。