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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。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」における水素・トリチウム挙動 -性能試験データによる解析コード(TTT9)の検証と定格運転予測評価-

飯沢 克幸; 鳥居 建男

JNC-TN4400 99-002, 192 Pages, 1999/03

JNC-TN4400-99-002.pdf:7.27MB

高速増殖炉におけるトリチウム挙動解析評価手法と負荷低減対策の開発整備を目的として、「もんじゅ」出力上昇試験データを用いて高速炉トリチウム挙動解析コード"TTT"の検証と定格運転長期予測評価を実施した。この際、既に長期運転経過により飽和挙動に達している「常陽」及びPHENIX解析結果との比較検討も実施した。"TTT"コードはR.KUMARのトリチウム・水素挙動モデルに基づき作成され、当初「もんじゅ」設計段階の評価に用いられて来たが、その後「常陽」MK-IIデータに基づき改良整備し、更に今回「もんじゅ」性能試験データによる検証精度の向上を図り、実力ベースにおける長期予測評価と低減対策検討への適用に到っている。本研究において得られた結果と結論は以下のとおりである。(1)「常陽」、PHENIX、「もんじゅ」性能試験におけるトリチウム濃度実測分布への解析コード炉心放出率適合値の検討により、制御棒からの放出寄与の優位性が推測された。(2)「もんじゅ」性能試験時のナトリウムと水・蒸気中トリチウム濃度分布に対して、解析コード検証精度C/E=1.1が得られた。(3)カバーガス中トリチウム濃度実測分布を再現するうえでトリチウム/水素同位体存在比均一化モデルの妥当性が確認された。(4)「もんじゅ」2次系ナトリウム中トリチウム濃度は1次系の約1/50で、

報告書

ATR格子計算手法について

山口 隆司

PNC-TN1410 97-027, 12 Pages, 1997/08

PNC-TN1410-97-027.pdf:0.25MB

格子計算は、炉心出力分布計算、反応度特性計算等の炉心核特性計算に必要な単位燃料格子平均の核定数を計算するものである。主な核定数を以下に示す。(a)無限増倍率(k$$infty$$)(b)中性子移動面積(M2)(c)拡散計算用断面積(D、$$Sigma$$a、$$Sigma$$f、$$Sigma$$r)(d)局所出力分布(e)同位元素組成格子計算コードは、英国で開発された「WIMS-D」コードを基に、動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センターの重水臨界実験装置(以下DCAという。)における実験解析及びATR原型炉「ふげん」の炉心管理を通じ、解析精度の向上を目的として、Honeckモデルによる温度依存性を考慮した重水散乱断面積の追加等の改良・整備を行なった「WIMS-ATR」コードを使用する。また、制御棒に隣接する格子の核定数作成には、制御棒による中性子吸収量の計算が必要である。この計算は、制御棒効果計算コード「LOIEL BLUE」を使用する。このコードは、制御棒を囲むスーパーセル体系において、制御棒による中性子吸収割合に対応する指標である制御棒中性子吸収面積(「制御棒に流入する中性子数」と「格子内中性子減速密度」の比)を計算する。計算体系は、制御棒を囲む4つの格子であり、1次元3群拡散計算により体系内の中性子バランスを求め、これを基に制御棒中性子吸収面積を計算する。この計算の際に必要となる制御棒表面における中性子束の外挿距離は「THERMOS」コード及び「DTF」コードを用いて、また、隣接格子の格子定数は「WIMS-ATR」コードを用いて各々計算する。

報告書

「常陽」MK-II制御棒の開発と使用実績の評価

宮川 俊一; 高津戸 裕司; 曾我 知則

PNC-TN9410 97-068, 113 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-068.pdf:3.97MB

「常陽」MKII制御棒は、当初の設計から約20年経過した現在までに、44体の制御棒が主として寿命延長を目的とした種々の改良を経て製作され、このうち34体がその使用を終え、そのうちの16体の照射後試験(以下PIE)がほぼ完了している。これらの使用実績とPIE結果に基づく評価から、次のような知見が得られた。(1)「常陽」MK-I制御棒は密封型であったため、制御棒の寿命はBの10乗の(n,$$alpha$$)反応によって制御棒要素内に蓄積するHeガスの圧力のために短く制限されていた。このためMKII炉心用の制御棒では、Heガスの制御棒要素外排出が可能で簡素な構造のダイビングベル方式のベント型を採用し、その有効性と信頼性を確認した。(2)MKII炉心では6本の制御棒全てにスクラム機能と出力抑制機能を持たせた設計としたため、地震時のスクラム機能確保と流力振動による炉出力振動防止の両立が必要になった。その解決策として、制御棒の下部に流力振動防止用の突起状の流力振動防止機構を設け、さらに突起の段数や形状を改良し、それらの両立性を確認した。(3)スクラム緩衝機構である制御棒下端部のダッシュラムは、原子炉運転中はほぼ炉心中心面に位置して高速中性子の照射量が非常に大きく、ダッシュラムのスエリングによる下部案内管の同緩衝機構の受け側との干渉が問題となった。これを解決するため、ダッシュラムの構造を中空として20%冷間加工を施す等の耐スエリング対策を確立し、長期使用条件下におけるスクラム緩衝機構での干渉の課題を克服した。(4)中性子吸収体(B4Cペレット)と被覆管との機械的相互作用(Absorber-Cladding-Mechanical-Interaction:以下ACMIと称す)は、制御棒の寿命制限因子として現在も世界的に最も注目されているテーマである。「常陽」制御棒の使用実績とPIEの評価によって、ACMIはB4Cペレット破片の再配置(リロケーション)により加速されること、それによるACMIの開始燃焼度は5$$sim$$45$$times$$10の26乗cap/m3乗と大きくばらつくことなどのメカニズムの詳細を把握し、より合理的な設計基準を明らかにすることができた。この設計基準に従い、従来型の制御棒の経験的な燃焼度管理法の妥当性、リロケーション防止の簡易対策(シュラウド管つきHeボンド型制御棒)の効果、さらにACMI吸収のため

報告書

ATR三次元核熱水力計算手法について

山口 隆司

PNC-TN1410 97-026, 16 Pages, 1997/07

PNC-TN1410-97-026.pdf:0.29MB

3次元核熱水力結合炉心計算コード「LAYMON-2A」は、ATRの出力分布計算及び制御棒反応度価値計算に用いられる。本コードは、臨界ほう酸濃度のサーチ機能等、炉心運用計画に必要な各種機能を持っており、炉心燃焼計算等の各種シミュレーション計算を行うことができる。なお、本コードの核定数は、炉心内の燃焼度分布、冷却材ボイド率分布、ほう酸濃度等を考慮するため、これらをパラメータとしたフィッティング式の形で入力される。さらに、「LAYMON-2A」コードにキセノン・サマリウムの動特性方程式を組み込んだ炉心3次元キセノン動特性解析コード「LAYMON-2C」は、炉心の出力レベル、出力分布変化に伴うキセノン・サマリウム濃度の時間変化を考慮でき、炉心3次元のキセノンによる出力の空間振動特性及び領域出力制御特性解析に用いられる。

報告書

Pu Vector Sensitivity Study for a Pu Burning Fast Reactor Part II:Rod Worth Assessment and Design Optimization

Hunter

PNC-TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-057.pdf:2.99MB

本研究の目的は、高速炉におけるPu同位体組成比(Puベクター)変化の炉心特性に与える影響を調べ、そしてそれに対応する方策を検討し、最終的には、同一炉心において色々なPuベクターの燃料を燃焼できる最適炉心を構築することにある。本研究では、PWRでのMOX燃料照射によって得られたPuベクターを持つPu燃料を燃焼するために最適化された600MWeクラス高速炉炉心をベースとした。このレファレンスPuベクターに加えて、2つの極端なPuベクター(高フィッサイルPu:解体核Pu、劣化Pu:多重リサイクルPu)の場合について解析評価した。Puベクターの変化に対して、燃料体積比の調整(幾つかの燃料ピンを希釈ピンで置き換えたり、燃料ピン径を変更する方策)により対応できることが分かった。希釈材として、ZrHを使用した場合、炉心性能が大幅に改善されることが分かった。ただ、劣化Puにたいしては、燃料体積比を大幅に増加させることに加えて、制御棒ワースのマージンを確保するために、制御棒本数の増加が必要となることが分かった。今回の検討により、燃料ピン径の増大や制御棒本数の増加により、ラッパー管サイズを変更せずに、1つの炉心で幅広いPuベクターを持つ燃料を燃焼できる炉心概念を構築することができた。これにより、高速炉のPu燃焼における柔軟性を示すことができた。

報告書

冷却材温度ゆらぎ現象の解析的評価手法の開発(X) 境界要素法コードBEMSETによる構造物熱的応答基本特性の検討

村松 壽晴

PNC-TN9410 96-136, 92 Pages, 1996/05

PNC-TN9410-96-136.pdf:2.53MB

高速炉の炉心出口近傍では,炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量,集合体流量)の違いから,炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ,それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒,制御棒上部案内管,炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると,冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し,その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に,冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では,大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から,この熱疲労に対する配慮が必要である。本研究では,構造物熱応答挙動を容易に解析評価できるようにするために開発されている境界要素法コードBEMSETを用い,各種の温度過渡条件(正弦波温度過渡,一様乱数温度過渡および正弦波上に一様乱数を重畳させた温度過渡)下におけるSUS316製円筒構造物の熱的応答基本特性を検討した。この検討の結果から,温度過渡挙動が明瞭な周期性を持たない実際の高速炉プラントを評価の対象とする場合には,炉内構造物の熱的応答特性は流体中の不規則温度ゆらぎ挙動に強く依存するととが考えられるため,これを発生させる乱流現象の評価が極めて重要であることを明らかとした。

報告書

可搬型深海炉炉心特性計算

大坪 章

PNC-TN9410 96-070, 52 Pages, 1996/05

PNC-TN9410-96-070.pdf:1.33MB

可搬型深海炉の仮想的な炉心浸水事故時に,熱中性子化した状態における未臨界性の確保を確認するため,炉心特性計算を実施した。解析対象の事故条件は,次のように設定いた。まず(1)深海で耐圧殻からの海水漏洩事故が発生し,次に(2)安全棒及び制御棒が挿入されて炉は停止する。その後(3)一次系の境界が何らかの原因で破損し,炉心内に海水が侵入する。炉心としては,プルトニウム富化度50%,ウラン濃縮度20%の酸化物燃料を用いた炉心及び,宇宙炉SP-100と同じウラン濃縮度97%の窒化物燃料を用いた炉心の2種類とした。この他に燃料ピン間のスペーサの有無の影響を検討対象とした。解析計算は主にMCNPコードを用いて行った。計算の結果,炉心内の海水量が多いスペーサの有の場合でも,燃料ピン内に熱中性子吸収特性に優れているレニウムのライナを挿入することで,炉心浸水事故時の未臨界性が確保されることが分かった。必要なレニウムライナ厚さは,酸化物燃料の場合0.15mm,窒化物燃料の場合0.27mmとなった。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第29サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 95-002, 98 Pages, 1995/11

PNC-TN9360-95-002.pdf:4.61MB

本報告書は、第29サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、30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、29サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・「もんじゅ」被覆管材料照射(CMIR-5)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉炉心候補材料の高精度照射特性把握(MARICO-1)・実証炉構造材料強度基準策定(EXIR-1)また、29サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)である。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第28サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 95-001, 104 Pages, 1995/11

PNC-TN9360-95-001.pdf:4.23MB

本報告書は、第28サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、29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、28サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、28サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404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。

報告書

冷却材温度ゆらぎ現象の解析的評価手法の開発(VII) 温度ゆらぎ低減化方策の解析的検討

村松 壽晴

PNC-TN9410 94-205, 114 Pages, 1994/07

PNC-TN9410-94-205.pdf:3.34MB

炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が原子炉の炉心出口近傍に発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が、炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、集合体出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過する際に、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播すると、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速増殖炉では、高い熱伝導率を持つ液体金属ナトリウムの性質から大きな熱疲労の発生が懸念されている。高速原型炉「もんじゅ」では、炉心出口近傍に位置する各種構造物をサーマルストライピングによる熱疲労から適切に保護するため、高温・高サイクル疲労強度に優れたALLOY 718を使用している。この保護部材は、基本的に最大温度ゆらぎ振幅が30度Cを上回る全ての範囲に適用されている。本報では、熱疲労の発生原因である温度ゆらぎ振幅の低減化方策を、高速原型炉「もんじゅ」の炉心上部機構領域を対象として解析的に検討を行い、上部支持板の設置高さと燃料集合体-制御棒集合体間での流量比を調節することにより、ALLOY 718を適用すべき空間(最大温度ゆらぎ振幅$$>$$30度C)を1/10以下とすることが可能であることを確認した。

報告書

「常陽」MK-II制御棒の照射後試験 -吸収ピンの特異変形挙動(2)-

丸山 忠司; 皆藤 威二; 堀内 博人; 内海 貴志; 吽野 一郎

PNC-TN9410 94-293, 88 Pages, 1994/05

PNC-TN9410-94-293.pdf:5.25MB

「常陽」MK-II制御棒の照射後試験は、これまでに13体について実施しており、このうち5体の制御棒で吸収ピン被覆管にクラックが確認されている。本報告書は、これまでの試験結果と被覆管クラックの発生原因および時期を調べるために実施した追加試験の結果をまとめたものである。これまでに得られた試験結果から、吸収ピンは燃焼度57$$times$$1026cap/m3を超えると被覆管にクラックが発生するようになり、製造時におけるペレットと被覆管とのギャップの拡大はリロケーションの発生を誘発し、逆に制御棒寿命を短くすることが明らかとなった。発生原因はB4CペレットのリロケーションによるACMIの発生と、これに被覆管のHe脆化等の因子が加わったためにクラックが発生するに至ったものと推定できる。また、発生時期は炉内滞在中であると考えられるが、炉運転中であるのか、炉停止時であるのかを特定するのは困難である。今回の試験結果からは、炉から取り出した後の水処理にともなうアルカリ応力腐食割れの可能性は非常に低いと考えられる。今後、制御棒寿命延長のためにはリロケーションの発生を抑制することが非常に重要である。

報告書

「常陽」制御棒操作ガイドシステムの開発

飛田 茂治; 河井 雅史; 米川 満; 星野 勝明; 伊藤 芳雄; 大久保 利行; 田村 政昭

PNC-TN9410 94-094, 69 Pages, 1994/03

PNC-TN9410-94-094.pdf:1.7MB

制御棒操作ガイドシステム(以下、ロッドガイダーという。)開発の最終ステップとして、マンマシンインターフェイス機能の改善を図る目的で、平成3年よりCRT画面の日本語表示化、音声ガイド機能の追加、及び出力調整モードでの制御棒操作量の予測精度向上機能の追加を実施した。これらの機能を追加したことにより、ロッドガイダーは期待通りの以下の成果を挙げ、開発業務を終了した。(1)CRT画面を日本語表示にしたことで、マンマシンインターフェイス機能が向上した。(2)音声ガイド機能を追加したことで、ガイド内容を見落とすことがなくなり運転信頼性、安全性の向上及び運手員の負担軽減に寄与できた。(3)原子炉運転操作マニュアルに記載されている操作内容の全てを取り込んだことにより、原子炉運転操作マニュアルと同等の機能となり、更にタイムリーな音声ガイドを行う事で運転経験の浅い運転員でも熟練運転員と同等の操作が可能となった。(4)これまでの炉心反応度計算手法に加え、過去5回の出力調整実績をフィードバックさせる予測機能を追加したことで、定時の出力調整時の予測操作量が実操作量に対して$$pm$$0.2mm以下の精度を達成することができた。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第27サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 94-002, 100 Pages, 1994/02

PNC-TN9360-94-002.pdf:4.75MB

本報告書は、第27サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、28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、27サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・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(以上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)・新型吸収材照射(AMIR-7)・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、27サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の68,600(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。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第26サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 94-001, 95 Pages, 1994/02

PNC-TN9360-94-001.pdf:4.57MB

本報告書は、第26サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、27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、26サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・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(以上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)・新型吸収材照射(AMIR-7)・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、26サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD406の68,100(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。

報告書

高速増殖炉研究開発成果報告会 スライド集

堀 雅夫*; 村松 精*; 坂井 茂*; 西田 優顕*; 高橋 克郎*; 溝尾 宣辰*

PNC-TN1410 93-053, 271 Pages, 1993/11

PNC-TN1410-93-053.pdf:12.81MB

第9回高速増殖炉研究開発成果報告会を平成5年2月24日(水)に経団連ホールにて開催した。本報告書は報告会におけるスライドをまとめたものである。1.高速増殖炉研究開発の概要2.原型炉「もんじゅ」試運転の成果と今後の計画(1)「もんじゅ」試運転の現状と今後の計画(2)総合機能試験の成果(3)性能試験計画3.国際協調に基づく研究開発4.「常陽」の今後の展開

報告書

修正中性子源増倍法の適用性検討(2)

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*

PNC-TJ2222 93-001, 88 Pages, 1993/03

PNC-TJ2222-93-001.pdf:3.54MB

「もんじゅ」炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定に際し、その測定精度を向上させるため、反応度価値測定試験への修正中性子源増倍法(MSM法)の適用を前年度より検討してきた。本年度は、前年度の課題である、MSM法で検出器応答の比から反応度の比を求めるための補正係数の計算精度の向上及び誤差評価を行い、実機での反応度測定の精度向上に資するために以下の検討を行った。(1)固定中性子源問題の解法の検討(2)中性子束計算方法の精度評価(3)MSM法の反応度測定精度の予備検討固定中性子源問題の解法の検討では、補正係数の精度を更に向上させるため、浅い未臨界系を含め、固定中性子源を含む増倍系での中性子東計算方法(収束性)の検討を実施した。固有値計算で得られた中性子束と随伴中性子束を用いて作成した初期中性子分布を用いることにより、従来難しいとされていた浅い未臨界系での固定線源問題が解けることがわかった。この方法を前年度行ったMSM法の適用性検討に用いることにより、補正系数の計算精度の向上を得た。たとえば、比較的深い未臨界度(実効増倍率=0.9671)の体系では、MSM法により予測した反応度と直接計算値との差異が約7.3%から約0.4%に減少した。MSM法の補正係数を計算する場合には、計算体系を分割し、各々の中性子輸送計算を接続させる必要があるので、XY体系とR$$theta$$体系の接続計算による中性子束計算方法の精度の検討を簡単なモデルで行った。

報告書

高速増殖原型もんじゅ炉心特性の詳細評価

貝瀬 興一郎*; 金城 秀人*; 矢野 真理*; 伊藤 邦博*; 宝珠山 健*

PNC-TJ1214 92-007, 105 Pages, 1992/07

PNC-TJ1214-92-007.pdf:2.82MB

FBRの開発推進の為に、高速増殖原型炉もんじゅ(以下、もんじゅとします)の更なる活用と言う観点から、炉心の高性能化を目指す必要がある。このため、「線出力の向上」、「燃焼度の向上」、「照射試験能力の向上」を目標とした炉心特性の詳細評価を行った。1)燃料仕様の検討 出力の低い照射用特殊燃料集合体装荷に伴う炉出力低下を補う為の集合体出力増加(約7.5%)を被覆管許容最高温度の上昇で吸収する考え方を基準として、燃料仕様を検討した。2)炉心核特性の解析・評価(1)1)で設定した燃料仕様に基づき炉出力を維持しつつ、照射用特殊燃料集合体を20体装荷出来る様に炉心高さを1mと高くした炉心仕様のもとで、照射用特殊燃料集合体の本数をパラメータに炉心のサーベイを行い、目標性能(最大線出力480W/cm以下、炉心部取出平均燃焼度10万MWd/t)を達成する炉心を構成した。これをもとに、炉中心に計測線付き集合体(INTA)を1体、照射用特殊燃料集合体を9体を装荷する炉心を選定し一連の炉心特性解析を実施した。(2)制御棒(調整棒、後備炉停止棒)のB/SUP10重量をMK1標準炉心と同一とした場合の選定炉心の制御棒反応度価値解析を高燃焼度平衡炉心初期を対象に行った結果、次のことが明らかになった。(3)高燃焼度平衡炉心末期を対象に、選定炉心の反応度係数(ドップラー係数、密度係数、温度係数、出力係数等)を解析した結果、定格出力時の温度係数及び出力係数は負に保たれており原子炉に固有の安全性を与えていることが確認できた。3)炉心熱特性の解析・評価 高度化炉心の燃料仕様及び炉心出力・燃焼特性評価結果に基づき、炉心熱特性を評価し熱設計上の成立性を検討した。主な結果は以下のとおりである。4)研究開発計画の立案 今回選定した高度化炉心を達成するために必要な研究開発計画を立案し、今後の研究開発計画を明確化した。

報告書

「常陽」制御棒駆動機構上部案内管の線量当量率測定と評価

茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC-TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06

PNC-TN9410-92-186.pdf:1.64MB

大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。

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