Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
佐々 敏信; 辻本 和文; 金子 邦男*; 高野 秀機
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1183 - 1186, 2002/08
現行の主要な断面積データライブラリである、JTNDL-3.2,JEF-2.2及びENDF/B-VIを用いたときの加速器駆動システムの核特性及び燃焼特性の相違を解析した。加速器駆動システムの未臨界度等の解析の信頼性を向上するには、現行のNp,Am,Cmなどのマイナーアクチノイドの核データの精度を把握しておくことが重要である。解析モデルには、OECD/NEAの加速器駆動核変換システムベンチマーク問題を選択し、ATRASコードシステム及びMVPコードを用いて計算を行った。群断面積データはJENDL-3.2,JEF-2.2及びENDF/B-VIから新たに作成したものを用いた。このとき、マイナーアクチノイドのデータの違いを明確化するため、冷却材及び構造材の断面積データは、全てJENDL-3.2から作成したものを使用した。解析結果から、JENDL-3.2とJEF-2.2は、実効増倍率,燃焼反応度変化ともに類似の傾向を示したが、ENDF/B-VIは他の2ライブラリとは異なる実効増倍率及び燃焼反応度変化を示した。
佐々 敏信; 辻本 和文; 滝塚 貴和; 高野 秀機
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 463(3), p.495 - 504, 2001/05
被引用回数：15 パーセンタイル：71.2(Instruments & Instrumentation)加速器駆動消滅処理システム(ADTS)の核特性及び燃焼特性を解析するATRASコードシステムの開発を行った。ATRASは、核破砕中性子源の影響を考慮した燃焼解析を行う独自の機能を備えている。ATRASは、核破砕解析コード、中性子輸送コード及び燃焼解析コードから構成される。燃料交換、入力データ作成、計算結果の解析を行うユーティリティプログラムもあわせて開発した。ATRASを用いて核破砕中性子ターゲットの核特性解析を行った。また、ATRASを用いて、ナトリウム冷却型ADTSの核特性及び燃焼特性の解析を行った。
Shelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(2), p.134 - 142, 2001/02
ThO
,UO,あるいはErO
などの添加物を加えた、兵器級及び原子炉級プルトニウム岩石型酸化物燃料(PuO-ZrO: ROX)の燃焼特性を、軽水炉燃料セルについて検討した。これらの添加物はROX燃料炉心の反応度係数及び出力ピーキングの改善のため重要である。プルトニウムの核変換特性に及ぼすThOの影響は小さい。3種類の添加物とも
Amと
Cmの生成量を大きく減少させる効果がある。一方マイナーアクチニド核種でも、
Npと
Amの生成量はUOあるいはErOを添加することにより増加する。ErO添加物により、さらに長寿命FP核種の
Csの生成量も増える。これらの結果、使用済み燃料の放射能の毒性は添加物により増加し、特にErO添加物の場合はMOX使用済み燃料と同程度あるいはそれ以上となるケースもある。
菊池 圭一; 白井 隆夫*; 中沢 博明; 安部 智之
JNC TN8410 2000-012, 239 Pages, 2000/04
JNC-TN8410-2000-012.pdf:17.15MB
核燃料サイクル開発機構は、新型転換炉燃料及び軽水炉用のMOX燃料の開発を目的とした照射試験を数多く実施してきた。こうして得られた貴重なデータを統一的に整理・管理し、有効に活用するため、平成10年度に水炉用MOX燃料データベースの構築を開始した。これまでに照射試験データ及びそれに関連する燃料製造データの収集・整理、データベースシステムの設計、支援プログラムの作成を完了し、現在は優先度順にデータの入力作業を実施している。本データベースシステムは、パソコンのメニュー画面での操作を行うことが可能である。現在まで、11体の燃料集合体に関する約94,000件のデータの入力が終了している。今後、残りのデータの入力を行い、必要に応じてシステムに修正を加えることにより、本データベースの構築を平成12年度中に完了する予定である。本データベースの完成後には、関係部署でも活用できるようCD-Rでの配布を行う予定である。本報告書は、平成10、11年度作業をまとめた中間報告書であり、これまでに作成したデータベースシステムの構造を説明するとともに利用方法を解説した。
山下 利之; 秋江 拓志; 木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純
IAEA-TECDOC-1122, p.309 - 320, 1999/11
ほぼ完全にプルトニウムを燃やしきり、使用済燃料を安定な廃棄物としてそのまま直接処分できる岩石型燃料-軽水炉(ROX-LWR)システムの研究で得られた成果の概要を報告する。これにはイナートマトリックス物質の探索、Puの燃焼特性、事故解析、岩石型燃料の照射挙動、環境安全性解析及びROX-LWRシステムの経済性評価等が含まれる。また、これまでに得られた成果をもとに立案した第2期研究計画の概要についても報告する。
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。
not registered
PNC TJ1678 95-003, 97 Pages, 1995/02
もんじゅは平成6年4月に臨界に達し、その後11月まで炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、この試験から得られた炉心反応度の測定結果を踏まえて初装荷炉心の炉心特性を明確化した。(1)得られた測定項目のうち1)臨界性、2)過剰反応度、3)燃焼特性(Pu241崩壊に伴う反応度劣化)、4)等温温度係数及び5)流量係数を整理し、設計値と比較した。(2)過剰反応度及びPu241崩壊に伴う反応度劣化について設計値との差があり、その差について核種毎の寄与で分析した結果、臨界実験に使用されなかった高次化Pu同位体及び尾Am241の断面積に原因があることがわかった。(3)高次化Pu同位体及びAm241の最新の核データを使用すれば、今回検討した測定項目については設計手法がほぼ妥当であることがわかった。(4)炉心の温度を約200
から約300上昇させて得られた等温温度係数については、設計値の方が約6%程過小評価であり、今後得られた出力欠損反応度の測定値と設計値の比較・検討と一緒に検討する必要がある。(5)性能試験結果を反映した過剰反応度に基づいて、運転可能日数を検討した結果からノミナル評価では約70日(全出力換算日)の燃焼が可能であり、不確かさを考慮すると燃焼日数は約50日となる。(6)運転可能日数の評価精度を向上させるためには、更に性能試験結果の解析及び出力試験結果の解析の実施が必要である。
秋江 拓志; 奥村 啓介; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 斉藤 純*
JAERI-M 92-030, 68 Pages, 1992/03
扁平二重炉心型高転換軽水炉の炉心概念一般化して軸方向非均質炉心型高転換軽水炉として発展させた。これまで高転換軽水炉に関して得られた知見をもとに、この非均質炉心パラメータの最適化を試みた。その結果、ボイド反応度係数を負に保ちながら、同時に45Gwd/tの燃焼度と0.85の核分裂性Pu残存比が得られるという炉心性能を確認した。炉心領域と内部軸方向ブランケット領域境界に鋭い出力ピークを生じることが、軸方向非均質炉心高転換炉の問題点の一つであった。この出力ピークは炉心領域に接するブランケット領域側にGdを添加することにより大幅に低減でき、同時に炉心燃焼性能も改善されることを示した。
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。
中野 誠*; 竹田 敏一*; 高野 秀機
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(8), p.610 - 620, 1987/08
被引用回数：4 パーセンタイル：44.92(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉格子特性に対する感度係数をSAINTコードを用いて計算した。高転換炉心における特色を調べるため、種々の減速材対燃料体積比およびプルトニウム富化度をもつ格子の感度を比較した。また感度の燃焼に伴う変化を計算し格子特性に対する核分裂生成物の効果を明らかにした。さらにPROTEUS炉心について、感度解析を行い、異なる格子計算法(VIMとSRAC)あるいは、断面積ライブラリー(JENDL-2とENDF/B-IV)から得られる群定数の相違が格子特性計算値に与える影響を主要な重核種について調べた
高野 秀機; 秋江 拓志
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.501 - 502, 1987/06
被引用回数：3 パーセンタイル：51.95(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉の燃焼特性解析において核分裂生成核種とアクチノイド核種は重要な振る舞いをする。ここでは、AmやCmのようなトランスプルトニウム核種の燃焼反応度損失への影響が調べられる。燃焼計算はHCPWRの代表的な格子セルに対して行い、Am-241とAm-243が各々燃焼度60Gwd/t時で反応度に1.0と1.6%
k影響することを明らかにした。さらに、AmやCm核種の核データの不確かさをJENDL-2,ENDF/B-IV,-VとJEF-1を用いて検討し、これら核データの不確かさが燃焼反応度へ及ぼす影響を調べた。
大杉 俊隆; 吉田 弘幸
JAERI-M 83-188, 61 Pages, 1983/11
本論文では、(1)不銹鋼(AISI316)の代りに代替構造材核種(V、Ni、Ti、Mo、Nb、Cu、Mn)を燃料ピン被覆管、燃料集合体ラッパ管に使用した場合の大型高速炉の臨界性、燃焼特性、増殖性、Naボイド反応度効果に与える影響を検討し、(2)大型高速炉の部分的模擬体系FCA XI-1集合体における代替構造材核種の核特性測定の可能性をNaボイド反応度効果を中心として検討した。上記の核種の中では、V、Ti、Niは臨界性、増殖性、Naボイド反応度効果の観点から不銹鋼と匹敵するかあるいはよりすぐれた構造材であることを示した。同時に、これらの特性は解析に使用した核データの精度に依存するので、構造材の炉物理特性を明確にする積分実験は、上述のすぐれた特性を検証し、かつ、核断面積データを評価するための有用な積分実験となりうることを指摘した。
宮原 信哉; 前田 晴彦*
PNC TN241 83-10, 229 Pages, 1983/07
ナトリウム・スプレー燃焼解析コード"SPRAY-III"の検証を目的として、21m/SUP3での容器を用い、ナトリウム・スプレー燃焼試験を実施した。試験前に実施した予備解析の結果については、既に「ナトリウム・スプレー燃焼の解析」として報告している。今回は、試験結果を用いた"SPRAY-III"コードの検証を行い、その解析結果の妥当性について検討を実施した。その結果、以下のことがわかった。(1)窒素雰囲気試験(a)ガス圧力、ガス温度のピーク値は、実験結果に比べて解析結果が安全側の評価となった。しかし、解析で得られた圧力ピークはスプレー終了時に現われており、スプレー噴出中にピークとなった実験結果とは異なる結果となった。又、立ち上がりは解析結果の方が遅くなることがわかった。(b)壁の温度は、スティール・ライナについてはスプレー終了時において解析結果が実験結果の温度変化巾の約55
75%であり、過小評価であることがわかった。又、モルタルについては、解析結果と実験結果はほぼ一致した。(c)プールの平均温度は、スプレー終了時において、若干解析結果の方が低くなったがほぼ妥当な結果が得られた。又、解析ではスプレー終了時までにプールとガスとの熱量移行はほとんどなかった。(2)空気雰囲気試験(a)"もんじゅ"の安全解析条件と同様に、反応生成物が全て過酸化ナトリウムであると仮定するとガス圧力、ガス温度の立ち上がりとピーク値のいずれも非安全側の評価となった。又、本試験の体系で安全側の評価を得るためには酸素との反応速度定数の補正係数VOを、従来の300(ft/sec)から、1000(ft/sec)にしなければならないことがわかったが、この値が実機体系にも通用できるかどうかは今後の検討による。(b)壁の温度は、モルタルについては解析結果と実験結果はほぼ一致したが、スティール・ライナについては補正係数VOを1000(ft/sec)にしても実験結果の温度変化巾の約4553%と過小評価であることがわかった。(c)プールの平均温度は、解析結果がかなりの過小評価となった。これらの結果から、窒素雰囲気におけるガス圧力、ガス温度についてのSPRAYコードによる評価は妥当なものであることが確認されたが、壁の温度や空気雰囲気における評価については、非安全側であることが判明した。SPRAYコードは、"もんじゅ
not registered
PNC TJ222 82-16VOL1, 178 Pages, 1982/12
PNC-TJ222-82-16VOL1.pdf:7.15MBPNC-TJ222-82-16VOL1TR.pdf:5.65MB
一次系及び二次系雰囲気でのナトリウムスプレ燃焼を対象とし、既存の21m3容積の試験容器を用い、実験研究を行った。雰囲気ガス中の酸素濃度のみならず、湿分濃度も実験パラメータとし、一連のTASP実験シリーズを行い、所期の目的であった解析コード検証データの整備及び気体成分濃度やナトリウムエアロゾル濃度の変化等のナトリウムスプレ燃焼現象に付随する実験知見に関して有効なデータを得ることができた。得られた結果の要点は以下のとおりである。(1)ナトリウムスプレ燃焼時の温度、圧力応答に対する雰囲気ガス条件の影響については、実験範囲では湿分濃度はあまり効かず、酸素濃度が支配的因子であることが明らかとなった。(2)圧力応答に対する実験と解析の比較では、Ranz-Marshallの式をベースとした熱、物質伝達式を用いた解析で、実験値と十分良い一致を示すことが確認された。(3)初期雰囲気ガス中の湿分濃度が、ナトリウムスプレ燃焼時の水素ガス発生にどのような影響を及ぼすかを調べた結果、次のことが判明した。(a)酸素濃度が零のときは化学量論的に予測される可能最大水素濃度とほぼ一致する水素が発生した。(b)一次系雰囲気に対応する酸素濃度(23%)では、化学量論的可能最大水素濃度よりもかなり低い水素濃度となった。これには、発生エアロゾルの吸湿作用が関与していると考えられる。(c)空気雰囲気の実験では、水素ガスの発生は見られなかった。(4)スプレ燃焼時のナトリウムエアロゾル挙動について、濃度減衰、粒径分布、沈降速度及び壁への付着速度の種々の有効な定量的データが得られた。
下桶 敬則; 板垣 正文*; 小山内 正夫*
JAERI-M 8226, 29 Pages, 1979/05
SCOPERS-2は一般化されたFLARE型の炉心核特性計算コードで、PWRおよびBWRの両原子炉を扱うことができる。この報告書では、SCOPERS-2コードの特徴および計算モデルを簡単に紹介した後、その応用の一例として、原子力船「むつ」炉心(PWR)に適用した計算の方法とその結果を示す。SCOPER-2で計算された炉心内出力分布は三次元拡散計算コードCITATIONの結果と良く一致した。
吉田 弘幸; 太田 文夫*
JAERI-M 7423, 53 Pages, 1977/12
PuO-UO燃料を使用した1000MWe級He-冷却高速増殖炉について、臨界質量、出力分布、反応度損失の臨界性能、核種の変化、倍増時間等の増殖性能およびドップラー反応度効果、冷却材喪失反応度効果、水蒸気侵入反応度効果等の安全性に関連する炉物理的性能の燃焼による影響を総合的に検討を加えた。主な結論は以下の通りである。(1)年間の反応度損失は1.5%K/Kと小さく、長時間燃料滞在の燃料サイクルが可能である。(2)システム倍増時間は9年、他の高速増殖炉と比較してすぐれた増殖性能を有している。(3)冷却材喪失反応度効果は、燃焼によってより正になるが、ナトリウム・ポイド反応度効果ほど重大ではない。(4)水蒸気炉心侵入反応度効果は、初期炉心において、0.02gr/cc以上の水蒸気侵入反応度効果に対して正になり、侵入密度増加にしたがって大きな正値をとる。燃焼進行につれて、反応度効果は負、しかも蒸気密度増加と共により負になる。
清水 健宏; 吉田 弘幸
JAERI-M 6795, 30 Pages, 1976/11
ガス冷却高速炉の主要な炉心設計パラメータである燃料ペレット直径、燃料ピンに対する冷却材の体積比、炉心高さの変化が、1000MWeピン型ヘリウム冷却高速炉の核熱特性および燃料サイクルコストに、どの程度影響を及ぼすかを解析した。この比較検討に用いる、上述の3つのパラメターの組合わせをもつ原子炉モデルは、定常運転時における燃料と被覆管の最高温度がそれぞれ2200
C、700Cであると言う条件のもとに、単チャンネル熱計算と2次元燃焼計算を行なう事によって作成したものである。燃料ペレット直径(6~7mm)、燃料ピンに対する冷却材の体積比(0.8~1.2)、炉心高さ(100~140cm)のサイベイ範囲内において、臨海質量は3200~4800Kg,倍増時間は10~14年に分布する。また、燃料サイクルコストは燃料加工費の推定方法に依存し、パラメータに対する傾向が大きく変化する。
吉田 弘幸
JAERI-M 6728, 52 Pages, 1976/10
ガス冷却高速炉の核的炉心性能を、増殖性能を中心として、ピン型燃料と被覆粒子燃料を用いた2つの1000MWeガス冷却高速炉概念について評価した。また、ガス冷却高速炉の核的性能を、かつて原研において設計した高増殖比をもつナトリウム冷却高速炉の性能と比較した。この評価は、2次元拡散近似もとずく燃焼解析コードAPOLLOとJAERI-FAST 25群断面積セットを用いて行なった。ピン型燃料を用いたガス冷却高速炉は、増殖比が高く、燃料の炉内滞在時間を長くとれることで、短倍増時間を達成する可能性がある。一方、被覆粒子燃料を用いたガス冷却高速炉は、炉心転換比がかなり低くなることが原因となり、ピン型ガス冷却高速炉やナトリウム冷却高速炉と比較して、その増殖性能は低くなる。
吉田 弘幸; 田坂 完二
JAERI-M 4588, 47 Pages, 1971/09
本論文は1群拡散理論を用いて、高速炉の燃焼特性である実効増倍率、出力分布、原子数密度を解析し、その妥当性を検討したものである。その結果次の結論を得た。(1)1群拡散方程式の定数となる1群炉定数は燃焼状態によってかなり変動する。(2)高速炉の燃焼特性のうち出力分布と原子数密度は初期状態の1群炉定数で充分推定可能である。(3)実効増倍率は初期状態で定義された反応率一定による1群炉定数のみでは不充分である。しかし摂動論的物質価値を表わす1群炉定数をあらためて定義することにより、充分な精度で推定可能である。従って、初期状態で定義した1群炉定数を用いた1群拡散理論に基く高速炉の燃焼解析は可能である。また、1群炉定数の燃焼による変化を近似的に、原子数密度変化と初期状態で定義した1群炉定数とであらわす方法についても検討した。
