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報告書

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)制御棒反応度価値の詳細評価

中田 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦

JAERI-Tech 2002-087, 83 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-087.pdf:3.47MB

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)は、熱出力600MWtで固有の安全特性を有する高温ガス炉と50%近い高い熱効率を持つガスタービンを組み合わせてモジュール化することにより、簡素で経済性に優れた発電システムを構築している。GTHTR300では、事故時の除熱を効果的にするため、炉心は燃料を環状に配置しており、制御棒はその両側の反射体に挿入される。反射体では熱中性子束が大きく変化しており制御棒価値の正確な評価には詳細な評価が不可欠である。本報告では、詳細な全炉心モデルのモンテカルロ法を用いて、設計に用いた手法が十分な精度を有することを確認した。

報告書

BFS臨界実験解析; BFS-62-1体系の解析

杉野 和輝; 岩井 武彦*; 庄野 彰

JNC-TN9400 2000-098, 182 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-098.pdf:5.74MB

ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62の実験解析を実施している。本報告書は、BFS-62シリーズにおいて最初に構築された体系であるブランケット付き濃縮U02燃料炉心BFS-62-1体系の実験解析に関するものである。解析においてはJUPITER実験解析等で用いられてきた高速炉の標準解析手法が採用されているが、3次元解析を行うための十分な情報が得られていないために2次元RZ体系計算による解析を中心に行い、3次元解析については予備評価に留めた。また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算により、JUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。実験解析の結果、臨界性、反応率比については実験値との良い一致が得られた。他方、反応率分布については、不純物水素含有の有無による2種類のNaの配置を正確に取り扱う必要があり、これを忠実にモデル化できる3次元解析が不可欠であることが明らかとなった。また、ブランケット領域、遮蔽体領域における反応率にも改善の余地が大いにあることが分かった。制御棒価値については、その形状をより正確に取り扱うことの可能な3次元解析モデルの適用により、解析結果の改善が見られた。更に、Naボイド反応度については、測定された反応度が非常に小さいことに加え、解析の不確かさが非常に大きいことから、当面はその情報を炉定数調整に用いるべきではないと判断される。JUPITER実験の解析結果とBFS-62-1体系実験の解析結果を用いることにより炉定数調整計算を行った。その結果、実験値からのずれの大きいBFS-62-1体系反応率分布解析結果の使用は炉定数調整に悪影響を及ぼすものの、それを除いた臨界性、反応率比、制御棒価値解析結果のみを用いた場合は、妥当な調整結果が得られることが分かった。このように、BFS-62-1実験解析とJUPITER実験解析との間には整合性の見られることが分かり、BFS-62-1実験解析データの活用はJUPITER実験では不足していたU-235の情報を補完する観点から非常に有効であるとの見通しが得られた

報告書

核設計手法報告書

高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 真仁*; 林 達也*

JNC-TN8410 2000-011, 185 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB

FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。

論文

Conceptual core design study of plutonium rock-like oxide fuel PWR

秋江 拓志; 高野 秀機; 安濃田 良成; 室村 忠純

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.1136 - 1141, 1997/00

余剰のプルトニウムの処分のために、ジルコニア(ZrO$$_{2}$$)あるいはトリア(ThO$$_{2}$$)をベースとする岩石型酸化物燃料(ROX燃料)の研究を進めている。安全解析の結果からジルコニア型ROX(Zr-ROX)燃料炉心のドップラー反応度係数と出力ピーキングを改善する必要があることがわかったので、Zr-ROX燃料にUO$$_{2}$$とEr$$_{2}$$O$$_{3}$$を添加し、さらにGd$$_{2}$$O$$_{3}$$の添加割合を減らした。その結果プルトニウム燃焼性能は多少落ちるものの、MOX燃料炉心よりははるかに良い。このようなROX燃料炉心の制御は、$$^{10}$$B濃縮B$$_{4}$$C制御棒によって十分行えることもわかった。

報告書

ウラン密度3.8g/cm$$^{3}$$の低濃縮ウラン・シリコン分散型燃料を用いたJRR-4炉心の核特性解析

中野 佳洋

JAERI-Tech 95-002, 63 Pages, 1995/02

JAERI-Tech-95-002.pdf:2.03MB

JRR-4燃料のウラン濃縮度低減化に当たり、ウラン密度が3.8g/cm$$^{3}$$(内側燃料板)の低濃縮燃料を用いた場合の核特性解析を行った。計算には原研で開発されたSRACコードシステムを使用した。解析の結果、炉心を安全に制御でき、かつ運転を行うに十分な過剰反応度が確保されていること、各種の反応度係数が常に負の値であり、固有の安全性を持っていること、現行炉心とほぼ同じレベルの照射筒内中性子束が得られること、等が確認された。これらのことから、今回計算に用いた燃料はJRR-4にとって適当であり、この燃料を採用するという最終判断が下された。

報告書

核設計基本デ-タベ-スの整備 -最新手法によるJUPITER-I実験解析-

核設計DB W*

PNC-TN9410 92-278, 347 Pages, 1992/09

PNC-TN9410-92-278.pdf:7.93MB

大型FBR炉心のための核設計基本データベース整備の一環として,日米共同大型高速炉臨界実験(JUPITER)のフェーズI(電気出力60$$sim$$80万kWe級の2領域均質炉心模擬体系シリーズ)について,これまでの炉物理研究の成果として確立された最新解析手法を用いて再解析を行い,これを評価した。今回用いた解析手法及び主要解析結果を示す。(1)解析手法 (1)核断面積:JENDL-2ベースの70群高速炉用定数セットJFS-3-J2(89年版)(2)セル計算 :プレートストレッチモデル,Toneの方法によるプレート非均質効果カレント重み輸送断面積(3)体系基準計算 :3次元XYZ体系18群拡散計算,Benoistの異方性拡散係数(4)体系補正計算 :3次元輸送,メッシュ,非対象セル,AMM効果など(2)解析結果(1)臨界性のC/E(計算/実験)値は,各炉心間(ZPPR-9,10A$$sim$$10D/2)でよく安定しており,0.9937+ー0.0006である。炉心体積やCRP有無などに対するC/E値依存性は見られない。(2)制御棒価値のC/E値は,各炉心の中央部から径方向の外側に行くほど大きくなる径方向依存性が見られる(5$$sim$$11%)。また,反応率分布のC/E値にも同様の径方向依存性(2$$sim$$5%)が見られ,制御棒価値の傾向とほぼ対応している。(3)C28/F49,F25/F49の反応率比C/E値は各炉心間で安定しており,内側炉心部では,それぞれ1.06,1.03である。(4)Naボイド反応度のC/E値は,炉心中央部平均で約+25%の過大評価である。

報告書

FCA V-3-B集合体におけるブランケット効果実験

弘田 実彌; 飯島 勉; 溝尾 宣辰; 前川 洋; 渡辺 秀明; 小川 弘伸; 藤崎 伸吾; 松野 義明*; 洲崎 輝雄; 春山 満夫

JAERI-M 9057, 25 Pages, 1980/09

JAERI-M-9057.pdf:0.69MB

高速実験炉「常陽」の模擬実験の一環として、一連のV-3-B集合体によってブランケット組成が核特性、とくに臨界量核分裂率分布およびB$$_{4}$$C模擬制御棒に与える効果について研究を行った。実験に使用したブランケット組成は、酸素を多く含むものおよびナトリウムを多く含む模擬ブランケットである。天然ウラン金属ブランケット(V-3集合体)の場合との詳細な比較が本報告においてなされている。

報告書

FCA V-3集合体におけるB$$_{4}$$C模擬制御棒実験と解析

溝尾 宣辰; 松野 義明*; 前川 洋; 飯島 勉; 小林 圭二*; 中村 知夫; 弘田 実彌

JAERI-M 9055, 63 Pages, 1980/09

JAERI-M-9055.pdf:2.07MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬実験を目的として構成されたFCA V-3集合体において、B$$_{4}$$C模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。V-3集合体は「常陽」とブランケット組成に大きな差異がある上、実験に使用するB$$_{4}$$C模擬制御棒も常陽のそれの1/2サイズである。したがって、われわれは計算値対実験値(C/E)の存在する範囲を追求することにより、「常陽」の設計計算方式の妥当性を検定し、設計精度の向上に資することとした。模擬制御棒価値は、実験では系の末臨界度を中性子源増培法によって測定し、一方計算値はJAERI-FAST Version2を用い、均質拡散近似で求めた。ただし、模擬制御棒領域の実効断面積は衝突確率法によってあらかじめ求めたものを用いた。本研究で取扱った未臨界度は-6%$$Delta$$k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収まっていることが判明した。

報告書

大きな負の反応度の測定に関する研究

溝尾 宣辰

JAERI-M 7753, 176 Pages, 1978/08

JAERI-M-7753.pdf:6.15MB

本論文は大きな負の反応度の測定を目的とし、従来の測定法に対して理論的補正を行う方法を確立し、その研究成果をまとめたものである。体系の未臨界度を静的反応度と規定し、検出器の実効的中性子検出効率の定義を導入して、測定値をもとに静的反応度を求めるための理論的補正法を、中性子源増倍法、中性子源引抜き法、制御棒落下法およびパルス中性子源法について示している。FCA VI-2 B2、およびVII-1集合体による実験的検証では、検出器位置に依存しない反応度が求められ、それらは中性子源増倍法と中性子源引抜き法とでよい一致をみており、最大体の模擬制御棒を含む-10%$$Delta$$k/kに達する未臨界体系でも十分な精度で求められた。さらに、補正法の信頼性を数値的に、また変分法を用いて解析的に検討した結果、群定数などの誤差による補正係数の誤差は、同じ群定数を用いて計算で求めた反応度に比べて、一般に相当小さなものにとどまることが判明し、動力炉への適用性は充分に有ると考えられる。

報告書

中性子源増倍法に関する理論的補正の信頼性

溝尾 宣辰

JAERI-M 7135, 30 Pages, 1977/06

JAERI-M-7135.pdf:1.15MB

中性子源増倍法に理論的補正を行う際に、観測値を静的反応度に対応する量にする為の補正係数は、計算で求めるものである。本研究は、計算手法に内在する近似や群定数の不確かさの補正係数に対する影響を吟味し、補正法の信頼性を検討したものである。解析的検討は、変分法を用いた。補正係数に対する変分表現の汎関数を導出した。この汎関数について演算子の誤差の影響を調べた。数値計算例は、FCAVII-1 90Z集合休における模擬制御棒価値の実験について、種々の方法で補正係数を求めて比較検討した。補正係数の信頼性は、休系の媒質に関する正確な情報を用意せず、単純な計算法においても損なうものでないことが判明した。したがって、この補正法は、高燃焼の実用炉に対しても、有効に適用出来ることが判明した。

口頭

高速炉の安全性向上のための高次構造制御セラミック制御材の開発,5; 制御棒反応度価値への影響評価

前田 茂貴; 板垣 亘; 前田 宏治; 牧 涼介*; 吉田 克己*

no journal, , 

高速炉の安全性向上のために開発している高次構造制御B$$_{4}$$C基セラミック制御材について、制御材の組成をパラメータとした制御棒反応度価値への影響評価を行い、添加物の影響がないことを確認した。

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