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大杉 俊隆
第30回炉物理夏期セミナーテキスト, p.118 - 137, 1998/00
高転換軽水炉では、燃料格子の稠密性と燃料濃縮度の特異性(6~8%Fissile/HM)の故に共鳴エネルギー領域の反応の寄与が増大し、従来の軽水炉或いは高速炉とは非常に異なった炉特性を示す。そして、解明すべき炉特性として、臨界性・転換比・減速材ボイド効果・制御棒反応度効果等が挙げられている。これらの特性に関する実験データを得、また、それを解析することにより高転換軽水炉に関する``Data & Method''を確立するために、FCAを用いた基礎的な炉物理実験を実施した。本報は、このFCA実験の成果をまとめたものである。また、高転換軽水炉の炉物理課題に対し、どのように挑戦したか、どのような工夫をこらしたかについて記した。
大久保 努; 冨合 一夫*; 大杉 俊隆
JAERI-M 93-015, 72 Pages, 1993/02
稠密BWR型高転換軽水炉の炉心冷却特性に関する検討を行う一環として、定常時の限界熱流束特性と代表的なLOCA事象である。高圧注水系配管破断事故並びに給水配管破断事故に関する安全解析を実施した。限界熱流束の評価には、KfKの相関式を用いた。評価結果は、出力比を1.3と仮定した高出力集合体の局所出力比1.2の燃料棒で囲まれた流路に面した燃料棒の最小限界熱流束比が、この集合体の冷却材流量を平均出力集合体の1.2倍にすることにより1.3程度にできることを示した。また、RETRANコードによる両LOCA解析の結果、炉心は問題なく十分に冷却された状態に保たれ、燃料集合体出力比1.3および局所出力比1.2を仮定した場合の炉心の最高温度は、より厳しい結果を与えた高圧注水系配管破断事故の場合で、事故直後に670
C程度になるものの、事故開始後20秒以降には300C以下に保たれることが示された。
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。
秋江 拓志; 奥村 啓介; 高野 秀機; 石黒 幸雄; 金子 邦男*
JAERI 1323, 68 Pages, 1992/01
高転換軽水炉(HCLWR)の燃焼解析の精度を向上するために、SRACシステムの格子燃焼計算に用いられるデータの改訂と、その機能の追加が行われた。核分裂生成核種(FP)とアクチナイド核種の燃焼を精度よく扱うために、新しい燃焼チェーンモデルが開発された。JENDL-2に基づく群定数ライブラリSRACLIB-JENDL2が、特にFPと高アクチナイド核種に重点をおいて作成された。核分裂当りの放出エネルギー等のデータも修正された。さらに、炉心燃焼計算に用いられる巨視的断面積の作成の便のために、新たな機能がSRACの格子燃焼計算に追加された。HCLWR格子モデルを用いて、これらの改良の効果を調べるための燃焼計算が行われた。
の測定桜井 健; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆
JAERI-M 91-014, 25 Pages, 1991/02
原研の高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて一連の高転換軽水炉模擬実験が行われている。その第1炉心であるFCAXIV-1炉心において、中心セル反応度価値測定により無限増倍率(k)を求める手法(セル反応度価値法)を適用し、炉心セルのkを測定した。さらに、得られたkをバックリング測定によるkと比較した。その結果、これら2つの独立した測定手法によるkは誤差の範囲内でよく一致した。
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。
岡嶋 成晃; 桜井 健; 大杉 俊隆; 大井川 宏之
JAERI-M 90-042, 53 Pages, 1990/03
FCAを用いた一連の高転換軽水炉模擬実験において、反応度価値測定を実施した。測定項目は、核燃料物質および中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値と模擬制御棒反応度価値である。これらの測定結果を、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。核燃料物質の中心サンプル反応度価値では、全体に計算が20~25%実験値を過小評価した。中性子吸収物質の中心サンプル反応度価値では、計算は実験値を過小評価するが、
B濃縮度によるC/E値への依存性は見られなかった。Hfサンプルの反応度価値のC/E値は、B
Cのそれよりも全般に小さい値を示した。模擬制御棒反応度価値では、中心サンプル反応度価値での傾向と同様に、計算が実験値を過小に評価した。Hfについても、中心サンプル反応度価値の結果と同様に、BCに比べて、C/E値は小さい値を示した。
秋江 拓志; 高野 秀機
Journal of Nuclear Science and Technology, 26(3), p.391 - 394, 1989/03
高転換軽水炉格子において、Pu-242の2.67eV共鳴とPu-240の1.06eV共鳴吸収の取扱いが核特性に及ぼす影響について検討した。2.67eV共鳴については、自己遮蔽効果を考慮しないと、特にボイド特性大きな誤差がもたらされることが明らかになった。1.06eV共鳴については、この共鳴の周辺のエネルギーでは水素による上方散乱や化学結合の効果を考慮すべきであること、また、この共鳴吸収はエネルギー群幅がSRACシステムのように比較的広くても自己遮蔽因子を用いて正確に計算できることがわかった。
秋江 拓志; 石黒 幸雄; 高野 秀機
JAERI-M 88-200, 284 Pages, 1988/10
NEACRP高転換軽水炉格子燃焼ベンチマーク計算のまとめを行った。ベンチマーク計算結果に関連する炉物理上のいくつかの問題点を検討した。さらに本ベンチマーク計算結果に対する専門家会合(1988年4月)の結論を紹介する。
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
秋江 拓志; 高野 秀機
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(8), p.668 - 670, 1987/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.43(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉によるF.Pガス放出の、燃焼反応度損失あるいはボイド反応度に対する影響を、稠密格子モデルに対するセル燃焼計算を行なうことにより検討した。燃焼反応度損失に対しては、燃焼度40GWD/t程度まではガス放出の増倍率への影響は小さい。しかし~50GWD/t以降F.Pの放出率は急激に増加しその影響は無視できなくなる。ボイド反応度については、ボイド率の増加と共にF.Pガス放出による反応度の増加が小さくなり、結果としてF.Pの放出を考慮することにより、より負のボイド反応度が得られる。負のボイド反応度が小さな格子において高燃焼時にガス放出の効果が重要になる。
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。
高野 秀機; 藤井 実
JAERI-M 86-178, 247 Pages, 1986/12
本報告書は昭和61年9月10~11日に、日本原子力研究所東海研究所において開催された第3回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会での発表論文の内容を収録したものである。研究会は原子力コ-ド研究委員会と炉物理研究委員会の共催によって行なわれた。本研究会での発表論文の概要は、(1)高転換軽水炉の炉物理実験と解析、核特性ベンチマ-ク計算と熱水力特性解析、(2)三次元輸送コ-ドのベンチマ-ク問題、(3)デ-タ・ベ-スと知識工学の原子力分野における応用、(4)新世代大型コンピュ-タ開発プロジェクトに関するものである。
松浦 祥次郎; 石黒 幸雄; 大杉 俊隆
日本原子力学会誌, 28(5), p.384 - 389, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉(HCLWR)の研究開発は西独,フランス,スイスにおいて先行している。その現状を1985年11月11日~21日にかけてそれぞれの研究機関を訪問して調査した。調査は、研究開発の責任者および担当者に面会して説明を受け、質疑応答を行うこと、実験施設を見学することで実施した。また同時に、原研の研究開発計画の概要,FCAにおける実験計画,稠密格子の計算手法上の問題点および計算結果の一部を紹介しコメントを求めた。本稿では、この調査に基づいて、ヨーロッパの主要な研究機関におけるHCLWRの開発の現状と動向を解説する。
