Research and development activities for accelerator driven system at JAERI

辻本 和文; 佐々 敏信; 西原 健司; 大井川 宏之; 高野 秀機*

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04

原研では、マイナーアクチニドや長半減期核分裂生成物などの核変換を行うために加速器駆動炉の開発を行っている。炉物理的及び工学的観点から、加速器駆動炉の成立性を評価するために、J-PARC計画において核変換実験施設(TEF)の建設が提案されている。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)と加速器駆動炉ターゲット試験施設(TEF-T)の2つの実験施設で構成される。TEF-Pは、未臨界状態の臨界集合体に低出力の陽子ビームを導入して、加速器駆動炉の炉物理特性及び制御性の研究を行う施設である。TEF-Tは、溶融鉛ビスマス合金を用いて、材料照射試験と加速器駆動炉ビーム窓の部分モックアップ試験を行う装置である。本論文においては、各実験施設の目的・実験項目・仕様等を述べる。

Improvement of neutron source introduction method for absolute measurements of low reactor power

山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1069 - 1075, 1999/11

https://doi.org/10.3327/jnst.36.1069

定常臨界実験装置STACYの低炉出力の絶対測定に中性子源挿入法を適用した。中性子源挿入法で必要となる実効中性子源強度を従来の方法よりもより厳密な定義に基づいて求めた。実効中性子源強度をより高精度に求めるために、中性子源を「外部中性子源から放出された中性子が最初に起こした核分裂によって発生した中性子」と定義し直した。この定義に基づく実効中性子源強度を求めるために、外部中性子源によって核分裂が起こる確率を、モンテカルロコードMCNPにより三次元の複雑な炉心構造も考慮に入れて計算した。さらに、このときの核分裂反応の分布、臨界時の基本モードの中性子束、随伴中性子束分布を三次元輸送計算コードTHREEDANTを用いて計算した。臨界状態のSTACYの炉心タンク近傍に中性子源を挿入し、中性子源挿入法の原理に従って炉出力を測定した。この方法で求めた炉出力は、高出力運転によった生成したFP放射能を分析する方法とよく一致した。

臨界集合体の現状と将来利用; 今後果たすべき役割の検証と展望,2,各施設の報告,2.2,TCA

須崎 武則; 堀木 欧一郎*

日本原子力学会誌, 40(4), p.257 - 259, 1998/00

前回、日本原子力学会誌でわが国の臨界集合体に関する特集が組まれてから約9年が経過し、この間にJMTRC,VHTRCが停止され、今、KUCA,TCA及びFCAの運転維持方策が検討されつつある。今回の特集では次の2点を報告する。1.TCAは軽水型の装置として、これまで、軽水炉・燃料サイクル研究及び炉物理教育研修に活発に使用されてきた。2.将来利用に関しては、(1)教育研修における原子炉シミュレータや出力炉とは異なる面での有用性、(2)軽水炉でのプルトニウム利用と関連燃料サイクルにおける臨界実験の必要性、(3)今後原子力利用を拡げようとしている近隣アジア諸国等との共同実験の必要性、等を再評価し、運転継続をはかるべきであると提言している。

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。

IAEA 保障措置基準(1991-1995)

太田 猛男*

PNC TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11

PNC-TN1420-91-001.pdf:9.24MB

(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。

FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(VI)

飯島 進*; 岡嶋 成晃*; 早瀬 保*

PNC TJ2500 86-002, 126 Pages, 1986/03

PNC-TJ2500-86-002.pdf:3.76MB

高速臨界集合体FCAを用いた大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として,FCA8-1集合体による実験が行われた。FCA保有燃料の制約から,大型炉の全炉心規模の模擬体系は組めないため,部分模擬体系により,軸方向非均質炉心の軸方向核特性と径方向核特性を別々に測定することとした。8-1集合体は径方向核特性を測定するための標準体系であり,軸方向非均質炉心の炉心燃料を模擬したテスト領域を濃縮ウランドライバーで囲んだ,セクター型模擬体系である。実験では臨界特性のほか,軸方向非均質炉心の径方向核特性として反応率分布と反応率比,出力分布,物質反応度価値およびB4C制御棒反応度価値を測定した。実験解析では核データとしてJENDL-2を使用し,原研の高速炉核特性計算コードシステムを用い,計算精度の評価を行った。実験では内部ブランケットにより,その周辺部の中性子スペクトルが変化し径方向出力が平坦化することが観測された。また解析では,U-238を除く核分裂反応率分布において,内部ブランケットでの計算値の過小評価が見られた。

大型高速臨界集合体での中性子ストリ-シング効果に関する研究(III)

not registered

PNC TJ265 83-01, 144 Pages, 1983/03

PNC-TJ265-83-01.pdf:2.67MB

高速臨界集合体FCAVI-2で測定されたピン及びプレート燃料でのNaボイド反応度、ピン-プレート置換反応度の解析並びにZEBRA-CADENZAで測定されたピン及びプレート炉心の臨界性の解析を行った。ピン燃料のNaボイド反応度のC/E値はプレート燃料に比べ炉中心で20%大きい。置換反応度のC/Eは約1.4となった。CADENZAピン、プレート炉心のkeffに対するC/E値の差は0.004であった。統一拡散係数を用いた拡散計算によりZPPR-9のNaボイド反応度を計算し測定値と比べ非漏洩及び漏洩成分に対するバイヤス因子を求めBenoistの拡散係数を用いた場合のバイヤス因子と比較した。その結果、統一拡散係数が有効である事が示された。炉心燃料及びブラケット燃料より構成されるマルチドロワーモデルを用いてk並びに反応率分布を計算し、無限格子モデルによる計算と比較した。3次元輸送計算コードを作成するための調査を行い、コード化のための解法アルゴリズムを定め更に加速法として有望視されている拡散合成法の2次元体系での公式を導出した。

KENO-IVコードベンチマーク計算,10; 軽水型原子炉臨界集合体による臨界実験

小室 雄一; 野村 靖; 内藤 俶孝; 鶴田 新一郎; 片倉 純一

JAERI-M 9147, 46 Pages, 1980/11

JAERI-M-9147.pdf:2.08MB

原研で整備中の臨界安全性評価コードシステムのうち、モンテカルロ法コードKENO-IVと新たに開発された多群定数ライブラリーMGCLとの組合せによる部分の臨界計算精度検証のために、一連のベンチマーク計算作業が実施された。本報告書では、原研の軽水臨界集合体(TCA)に関する実験データを用いて実施されたベンチマーク計算の結果を記す。UOあるいはUO+PuO燃料棒の軽水減速正方格子体系の実験125ケースについての解析結果は、実効増倍率の平均値が0.095、標準偏差が0.004の分布をなすことがわかった。とくに中性子吸収板つきの炉心体系の実験データ26ケースの計算結果は、実効増倍率が0.0980.003の範囲に入り非常に精度よく計算された。

JAERI fast reactor group constants set, Version II

高野 秀機; 長谷川 明; 中川 正幸; 石黒 幸雄; 桂木 学

JAERI 1255, 200 Pages, 1978/03

JAERI-1255.pdf:12.07MB

原版JAERI-Fast setの大幅な改訂を、高速臨界集合体にするベンチマーク・テスト、最小自乗法による断面積修正法及び最近の核データ評価に基づいて行った。この改訂版セットの各称をJAERI-Fast set Version II(JFS-V-II)という。原版のセットに対して改訂した主要な点は以下のようである。(1)U、U、Puの断面積が最小自乗法を用いて1、4MeVから3、6KeVのエネルギー領域において修正された。(2)U、U、Pu、とPuの共鳴パラメータの評価を行い無限希釈断面積と自己遮蔽因子を計算した。共鳴領域のエネルギー上界がUに対しては21、5KeVから100KeVに、Puに対しては10KeVから21、5KeVに拡張された。(3)U in及び分裂スペクトル、軽中重核の核データがベンチマーク、テストの結果に基づいて改訂された。

臨界事故検出器の特性試験研究 昭和50年度動燃・東大共同研究成果

村野 徹; 中田 啓; 牧野 明寛; 村野 徹*; 若林 宏明*; 吉井 康司*

PNC TN841 77-06, 76 Pages, 1976/03

PNC-TN841-77-06.pdf:4.64MB

核燃料加工や,再処理工程における臨界事故の防止は保安上重要である。したがって,臨界事故に至らしめない各種の安全装置の準備が必要である。一方,いくつかの事食の重なりで生ずる可能性のある事故を想定し,その過程を出来るだけ早期に検知して,真の臨界事故に至らしめない,あるいは万一の場合も被害を最小にすべき努力も必要である。このような見地より,臨界事故の過程について,可能性をしらべ,考えられる種々のモードについて,臨界事故警報システムの果すべき役割を検討する。具体的には臨界警報システムの一例として,動燃再処理工場に備えられるべきものの性能を弥生炉の非定常運転及び反応度パルス運転状態においてチェックした。