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将来型炉研究グループ; 炉物理研究グループ; 熱流体研究グループ
JAERI-Research 2000-035, 316 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-035.pdf:19.81MB
原研と原電は、低減速スペクトル炉心に関する主要な特性を評価するとともに同炉心に関する基礎基盤的研究を実施することを目的に、平成10年度より共同研究「低減速スペクトル炉心の研究」を開始、平成11年度に第1フェーズの研究を終了した。炉心概念の検討では、高転換比、長期サイクル運転あるいはプルトニウムの多重リサイクルが可能な炉心として、BMW型炉心3炉心、PWR型2炉心の概念を構築した。核計算手法の研究では、モジュラー型核熱結合炉心解析コードシステムの開発、及びモンテカルロ摂動計算手法の高精度化を行った。熱水力設計手法の研究では、炉心の熱工学的成立性を評価した。また、臨界実験の予備調査として、燃料棒本数、プルトニウム富化度等の概略値を求めるとともに、実験施設の改造方法を検討した。
Zimin, V. G.; 浅香 英明; 安濃田 良成; 榎本 雅己*
9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9) (CD-ROM), p.16 - 0, 1999/00
MOX燃料や高燃焼度燃料の導入に伴い、高精度な原子炉安全解析の必要性が高まっている。特に、BWR安定性や反応度事故時の燃料温度挙動を定量的に評価するための高性能な核熱水力解析コードの開発が求められている。このような要請に応えるために、3次元核熱水力解析コードTRAC/SKETCH(PWR版)を開発した。TRAC/SKETCHは、3次元熱水力解析コードTRAC-PF1(J-TRAC)と3次元動特性解析コードSKETCH-Nを並列計算用ソフトウェアPVM(Parallel Virtual Machine)で結合したものである。TRACK/SKETCHコードの性能評価を目的として、国際標準問題(OECD/NEACRPPWR)の解析を行った。この標準問題は、PWRの制御棒引抜事故で、3次元炉心の核熱水力数値計算を目的としたものである。解析では粗メッシュモデルを用いたが、解析結果は、参照値(PANTHERコードの解析結果)と良く一致した。これは、TRAC/SKETCHコードの高い予備精度による結果である。
三枝 幹雄; 藤井 常幸; 木村 晴行; 森山 伸一; 安納 勝人; 寺門 正之; 小林 則行*
Fusion Engineering and Design, 24, p.47 - 64, 1994/00
被引用回数：11 パーセンタイル：68.99(Nuclear Science & Technology)JT-60U用イオンサイクロトロン周波数帯(ICRF)加熱用アンテナの設計を行い、低電力にて高周波特性試験を、大電力にて耐電力試験を行った。変分法を用いた結合コードにてトロイダル方向に逆相モードのアンテナ電流分布時に最適化を行った。計算コードによれば、Lモードプラズマで8cm、Hモードプラズマで6cmまでアンテナからプラズマを離しても、十分な加熱が行なえることが予測された。低電力にてアンテナの高周波特性を測定し、アンテナ間の結合が、トロイダル方向に弱く、ポロイダル方向に強い事が確認された。また、真空中にて耐電力試験を行い、増幅器出力の上限(38kV)までの耐圧を確認した。
