Study on heterogeneous minor actinide loading fast reactor core concepts with improved safety

大釜 和也; 大木 繁夫; 北田 孝典*; 竹田 敏一*

Proceedings of 21st Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2018) (USB Flash Drive), p.942 - 947, 2018/09

A core concept of minor actinides (MAs) transmutation with improved safety was designed by applying sodium plenum and axially heterogeneous configuration. In this study, heterogeneous MA loading methods were developed for the core concept to explore the potential of further improvement of MA transmutation amount and "effective void reactivity" which was introduced by assuming the axial coolant sodium density change distribution for the unprotected loss of flow accident. By investigating characteristics of heterogeneous cores loading MA in different radial or axial positions, preferable MA loading positions were identified. The core loading MA in the radial position between inner and outer core region attained the largest MA transmutation amount and lowest maximum linear heat rate (MLHR) among heterogeneous cases. The lower region of the core was beneficial to improve the effective void reactivity and MLHR maintaining the nearly same MA transmutation amount as that of the homogeneous core. The radial blanket region was also useful to increased MA transmutation amount without deterioration of the effective void reactivity.

Status of fuel transmutation programmes in Japan and France; Lessons drawn from results

荒井 康夫; Pillon, S.*

Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 9 Pages, 2004/06

日本及びフランスにおけるこれまでのMA核変換用燃料に関する研究をレビューして、今後の研究課題について議論した論文である。ADSに代表される専用システムに用いる燃料,FBRの炉心燃料に少量のMAを混入させた燃料,FBRの炉心燃料とは別に高濃度のMAを含むターゲットとして用いる燃料それぞれについて、両国で実施してきた製造,物性,照射及び再処理研究から導かれた結果と国際協力を含めて進行中,計画中の試験について幅広く紹介する。

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

プルトニウム及びアクチニド燃料; 消滅処理用燃料

荒井 康夫

プルトニウム燃料工学;日本原子力学会「次世代燃料」研究専門委員会, p.330 - 338, 1998/00

地層処分の負担の軽減化の観点から、原子炉等に装荷する長寿命TRU核種を含む燃料、すなわち消滅処理用の燃料について研究開発が国内外で進められている。本稿では、これまで消滅処理用の燃料として提案されてきた、酸化物、合金及び窒化物燃料に関する最近の研究成果や、今後予定されている照射試験の内容等について記述する。また、同じく消滅処理の対象として挙げられている、長寿命FPを含むターゲット材に関する最近の試験結果についても簡単に触れる。

「常陽」照射試験サイクル報(第25サイクル)

実験炉部照射課*

PNC TN9360 93-002, 116 Pages, 1993/11

PNC-TN9360-93-002.pdf:5.14MB

本報告書は、第25サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、26サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、25サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・FFDL炉内試験(II)(F3B)・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(B8)・日仏交換照射(C4F) ・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、25サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD330の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。

軸方向非均質炉心型高転換軽水炉の炉心最適化の検討

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

JAERI-M-92-030.pdf:1.66MB

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。

Japanese contributions to ITER shielding neutronics design

真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰; 中村 知夫; 森 清治*; 川崎 弘光*

JAERI-M 91-046, 163 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-046.pdf:3.86MB

本レポートは、1990年に開催されたITERの冬期及び夏期専門家会議に提出された遮蔽設計レポートに基づき、超電導マグネットに対する遮蔽と生体遮蔽について加筆してまとめたものである。このレポートでは、インボードのベンチマーク計算、インボードのバルク遮蔽計算、インボード遮蔽体内の非均質効果、ギャップストリーミング解析について超電導マグネットの遮蔽特性に関して議論している。また、中性粒子入射用ダクトのストリーミング計算に関して輸送計算とモンテカルロ計算を比較し、ダクトとの関連でクライオスタット周辺の生体遮蔽を議論している。更に、メンテナンス時に放射化された1モデュールを炉室天井から吊り下げた状態における炉室内の線量率分布、敷地境界の線量率分布を検討している。その結果、ITERの遮蔽特性が評価され、遮蔽設計上の問題点及び解決すべき方向が示された。

Experimental study of nuclear characteristics of large axially heterogeneous core using fast critical assembly

飯島 進; 岡嶋 成晃; 大部 誠; 大杉 俊隆; 根本 龍男; 吉田 弘幸; 三田 敏男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(2), p.221 - 230, 1989/02

https://doi.org/10.3327/jnst.26.221

大型軸方向非均質高速炉に関する臨界模擬実験が高速臨界集合体(FCA)を用いて行なわれた。本報告書は一連の実験計画の中で、基本的核特性の研究を目的としたFCAXII-1集合体による実験とその解析結果である。

Measurement of relative power distribution in axially heterogeneous core by gamma-counting of each fuel plate

大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.32 - 44, 1988/01

https://doi.org/10.3327/jnst.25.32

軸方向非均質炉心の炉物理特性の把握を目的として、スキャニング法により相対出力分布を測定した。測定はゾーン型部分模擬炉心の中心軸方向について行った。均質炉心に比べて、炉心中心部に内部ブランケットをもつ非均質炉心では出力分布が平坦化されることが実験的に観測された。また相対出力分布から出力ピーキング係数を求めた。軸方向非均質炉心の上部から模擬制御棒(BC)を部分挿入した場合の出力分布の歪みについても調べた。内部ブランケットが炉心中心に存在することによって上部炉心に加えられた制御棒による出力の歪みは下部炉心に対して緩和されることが明らかになった。計算は実験値を炉心領域および内部ブランケット領域で良く再現しているが、外部ブランケットの外側では約10%過小評価している。

FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(VI); FCA XIIII-1集合体による径方向核特性の測定とその解析

飯島 進; 岡嶋 成晃; 早瀬 保*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男*; 桜井 健; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 佐藤 若英*; et al.

JAERI-M 86-065, 126 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-065.pdf:3.4MB

大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として、FCA XIII-1集合体を用い、径方向核性を測定する実験が行われた。実験項目は臨界特性、反応率分布と反応率比、出力分布、物質反応度価値及びBC制御棒反応度価値である。核デ-タとしてJENDL-2を使用し、原研の高速炉核特性計算コ-ドシステムを用い実験解析を実施した。