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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.
曽野 浩樹; 深谷 裕司; 柳澤 宏司; 三好 慶典
JAERI-Tech 2003-065, 61 Pages, 2003/07
JAERI-Tech-2003-065.pdf:3.11MB
日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYでは、2003年度に、非均質炉心での臨界実験が計画されている。当該炉心は、硝酸ウラニル溶液(
U濃縮度6wt%)及び格子間隔1.5cmの二酸化ウラン棒状燃料(U濃縮度5wt%)333本で構成される。その実験に先立ち、当該炉心の核的安全性及び核的制限値の評価を目的とする核特性解析を行った。解析対象とした項目は、臨界,反応度及び原子炉停止余裕に関するパラメータである。解析には、モンテカルロコードMVP及び核計算コードシステムSRAC,断面積ライブラリにはJENDL-3.3を用いた。計算された核特性値からそれらを補間するための簡易推定式及び当該炉心の核的制限値を評価した。また、当該実験のすべての燃料条件下において、原子炉停止余裕が安全基準に適合する見通しであることを確認した。
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。
竹田 敏一*; 伊藤 登*; 久語 輝彦*; 高元 政則*; 青木 繁明*; 川越 義広*; 仙石 勝久*; 田中 元成*; 吉村 明*; 民谷 正*; et al.
PNC TJ2605 89-001, 251 Pages, 1989/03
本報告書は次の6部から構成されている。第一部: ディカップリングの解析第二部: 臨界データによる実機炉心特性の精度評価第三部: 過渡特性解析法第四部: 3次元ヘキサーZコードの改良第五部: 中速スペクトル炉の研究第六部: 臨界安全のための反応度解析法
飯島 進; 大部 誠; 早瀬 保*; 大野 秋男; 根本 龍男; 岡嶋 成晃
Nuclear Science and Engineering, 100, p.496 - 506, 1988/12
被引用回数：2 パーセンタイル：31.38(Nuclear Science & Technology)FCAにおいて大型軸方向非均質高速炉の核特性を研究するため臨界模擬実験が実施された。本報告は軸方向非均質炉心を模擬したFCA XII-1、XIII-1、XIII-2集合体による実験結果と先に行われた均質炉心模擬実験(XI-1)の結果を合わせ、軸方向非均質炉心の最も重要な核特性の1つである出力分布について検討した。
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
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(B
C)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。
スキャニング法による軸方向非均質模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布の測定佐藤 邦雄; 大野 秋男; 大杉 俊隆; 佐藤 若英*
JAERI-M 86-191, 76 Pages, 1987/01
スキャニング法により、軸方向非均質炉の径方向核特性を把握する為、軸方向非均質部分模擬炉心(FCAXIII炉心)の相対出力分布を測定した。ここでは、内部ブランケットを炉心中心部に設けたFCAXIII-1およびFCAXIII-2炉心の出力分布から径方向の出力分布の平坦化の度合・チャンネル出力の変化を調べた。この測定により、炉心中心部に内部ブランケットを設ける事により、軸方向のみならず径方向にも出力分布の平坦化が達成できる事を確認した。また、内部ブランケットの形状を変えることによって チャンネル出力の平坦化が達成できる事を確認した。測定した全てのケ-スについて計算を行なったが、計算値はおおむね実験値の傾向を再現している。実験値と計算値は炉心領域においては良く一致している。しかし 内部ブランケットおよび軸方向ブランケット領域では、計算値は実験値を過小評価している。チャンネル出力分布及び出力ピ-キング係数に付いては、計算値と実験値は良く一致している。
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
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。
スキャンニング法による大型軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布の測定佐藤 邦雄; 大杉 俊隆; 大野 秋男
JAERI-M 85-207, 42 Pages, 1985/12
軸方向非均質模擬炉心の相対出力分布をスキャンニング法により測定した。内部ブランケットの存在により軸方向出力分布が平坦化される度合を調べるために、出力ピーキング係数を求めた。軸方向出力ピーキング係数は厚さ20cmの内部ブランケットを設けることで約12%減少することがわかった。模擬制御棒を炉心内に部分挿入した場合の出力分布の歪みを測定した。この測定により制御棒の濃縮度と歪みの大きさの関係、歪みの伝播する範囲、およびその範囲が内部ブランケットの存在によって変化することを明らかにした。測定した全てのケースについて計算を行った。計算値は炉心およひ内部ブランケット領域では実験値をよく再現しているが、外部ブランケット領域では過小評価していることがわかった。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男; 向山 武彦; 大野 秋男; 早瀬 保*; 佐藤 邦雄; et al.
JAERI-M 85-045, 136 Pages, 1985/04
FCA XII-1集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における2番目の炉心である。測定項目は臨界性、Naボイドワース、サンプルワース、反応率分布、ドップラーワースB制御棒ワースおよび線発熱であり、軸方向核特性全般について実験した。以上は標準炉心での測定であり、続いてBC模擬制御棒挿入体系での測定を行った。実験結果は核データとしてJENDL-2を用い、原研の標準的核特性計算手法を用いて解析を行ない、軸方向非均質炉心の核特性計算における核データと計算手法について検討した。
飯島 進; 三田 敏男*; 岡嶋 成晃; 中野 正文
JAERI-M 84-076, 55 Pages, 1984/03
大型軸方向非均質炉心の核特性研究を目的として、一連の臨界実験をFCAにおいて開始した。選定したFCA集合体において得られる炉物理的特性は着目する軸方向非均質炉心の特性を比較的よく再現できていると考えられる。本実験計画はFCA XI、XII、XIII合体を用いて実施する予定である。本実験計画の最初の炉心FCA X1-2は1984年2月初めに帰界に達した。この炉心での実験結果を以前FCAVIII-3において行なった原形炉規模の軸方向非均質炉心の実験結果と比較することにより、炉心規模の相違が炉物理学的特性に与える効果を明らかにすることができる。本報告書では、実験計画選定のための予備計算結果と選定集合体の概要を報告すると共に、FCAX1-2集合体特性試験結果についても報告する。
弘田 実彌; 中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章
Nuclear Science and Engineering, 87, p.252 - 261, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.96(Nuclear Science & Technology)非均質LMFBR炉心の実験的研究を軸方向に非均質構造をもつFCAVII-3集合体を使用して行なった。これらの集合体に挿入された内部ブランケットは組成、配置および厚さにおいて異なるものである。解析にはJAERI-FastセットVersion IIと2次元(R-Z)拡散コードを使用し、輸送効果を評価するためにS計算を行なった。計算と実験結果の比較によって、固有値と炉心中のPuサンプル価値は均質集合体では良く再現されるが、非均質集合体では過小評価されることが明らかになった。非均質集合体における
Uの捕獲率は、内部ブランケット中では炉心に較べて過小評価されている。非均質および均質集合体間での観測されたNaボイド価値の予測における不一致を解決するためにはさらに研究を行うことが必要である。
大杉 俊隆; 宿谷 弘行*; 吉田 弘幸
JAERI-M 83-157, 69 Pages, 1983/09
非均質高速炉炉心の炉物理特性を評価するに際し、多群断面積作成および原子炉計算の両側面から従来の近似的方法に対する影響を明らかにするため、非均質炉心概念を適用したクリンチリバー増殖炉に関するベンチマーク炉心であるZPPR-7Aでの実験を解析した。解析に用いた基本的炉定数は18群であり、共鳴および空間的自己遮蔽効果を考慮し、SLAROMコードを用いてJFS-3-J2 70群断面積セットから作成した。積分量の計算に用いた基本的方法としては、(1)各ドロワーが無限に配列されているとして縮約した群定数を用いること、(2)R-Z体系に対して拡散理論を適用すること、などである。非均質炉心の内部構造は非常に複雑であることを考慮して、種々の詳細解析法について検討を加えた。それらは、炉心-ブランケットの結合セルに基づく群定数の作成、輸送理論、方向依存拡散係数および3次元拡散理論を使用することなどである。
吉田 弘幸*; 石黒 幸雄*; 中野 正文*; 稲垣 達敏*; 関 雄次*; 井上 幸太郎*; 鈴木 聖夫*; 加藤 恭義*; 白方 敬章; 池上 哲雄
PNC TN241 84-07, 16 Pages, 1982/10
FBR炉心設計(JUPITER)専門委員会の中に標題の検討を目的とした軸非均質炉心実験検討ワーキング・グループを設立し,1982年7月から10月にかけて4回の検討会を開催した。本グループは軸方向非均質炉心に対する炉物理実験の必要性,この炉心概念の炉物理的特徴に着目した模擬実験に関する議論を行ない,一応の結論を得たのでここに報告する。本ワーキング・グループは炉心概念の優劣を議論し,決定する場ではなく,明確かつ決定的な次点の指摘がないかぎり,模擬実験の意義づけと実験内容に議論を集中する立場をとった。1000MWe級高速増殖炉の設計例による均質炉心,径方向非均質炉心,軸方向非均質炉心の比較検討によると,軸方向非均質炉心は,比較的単純な炉心構成によって,適切な増殖性と高い安全性を確保する可能性を有し,均質炉心,径方向非均質炉心と比肩できる炉心概念である。軸方向非均質炉心は,内部ブランケットが炉心によって囲まれた形状を有し,内部ブランケットの軸方向および径方向の広がりの双方によって炉心結合度に影響を及ぼす。したがって,内部ブランケットの寸法,形状が出力分布,反応度価値分布に影響を及ぼす可能性が大きい。更に,炉心が内部ブランケットによって分離されていることにより,特に,制御棒部分挿入時の種々炉物理特性はこの炉心概念に特徴的なものとなる可能性が大きい。均質炉心に対するJUPITER-I,径方向非均質炉心に対するJUPITER-IIの実験とその解析によって解決する点も多々あると考えられるが,大型炉心に関する軸方向非均質炉心の炉物理実験は未だ行なわれていないので,上述軸方向非均質炉心の炉物理的特徴を考慮した模擬実験を行なう必要がある。
not registered
PNC TJ250 82-13, 44 Pages, 1982/03
この研究の主目的は、非均質炉心LMFBRの核特性に関する輸送効果を明確にすることである。径方向非均質炉心と通常の均質炉心の概念に基づく2種の1000MWeLMFBRの核特性について、2次元拡散コードPHENIX、2次元輸送コードTWOTRAN及びJAERI-FastVersion2・25群断面積セットを用いて検討した。この研究で検討を加えた核特性は、特に非均質炉心LMFBRに対して重要であると考えられる燃焼による燃料核種変化を含む増殖性、Naボイド反応度、出力分布である。この研究の過程において、輸送コードTWOTRANと拡散-燃焼計算コードPHENIXの燃焼ルーチンを結合することによって、輸送理論に基づく燃焼計算コードを作成した。主な結果は以下のとおりである。燃焼に伴う燃料核種の変化は、均質炉心LMFBR、非均質炉心LMFBR共に、拡散近似に基づく燃焼コードを用いることによって、充分な精度で推定することが可能である。均質炉心LMFBRにおける実効増倍率の輸送効果は、初装荷状態(BOL)において0.6%デルタK/KK´である。非均質炉心LMFBRにおけるこの輸送効果は、BOLにおいて0.95%デルタK/KK´であり、均質炉心の場合と比較してはるかに大きい。Naボイド反応度の輸送理論効果はBOLにおいて、均質炉心7%、非均質炉心21%である。均質炉心LMFBRの出力分布は、拡散コードを用いることで、充分正確に推定できるように思われる。しかし、非均質炉心LMFBRの、特にBOLでの出力分布を推定するためには輸送理論による計算が不可欠である。
