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報告書

高温ガス炉の核特性解析手法と核設計に関する研究(学位論文)

後藤 実

JAEA-Review 2014-058, 103 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-058.pdf:22.36MB

HTTRの試験結果を用いて、以下の検討を行った。(1)核データライブラリの高温ガス炉の核特性解析に対する適用性、(2)改良した高温ガス炉核特性解析手法の適用性、(3)棒状可燃性毒物の高温ガス炉の反応度制御に対する有効性。これらの結果を用いて、2030年代の開発途上国等への導入を目指した熱出力50MWの小型高温ガス炉HTR50Sの核設計を行った。HTR50Sの核設計は、出力密度の向上および燃料濃縮度数の削減を、HTTRの核設計からの主な改良項目として検討を進めた。その結果、HTTRでは12種類あった燃料濃縮度を3種類に削減し、出力密度をHTTRの約1.4倍に向上した炉心を設計することができた。

報告書

棒状燃料格子間隔1.5cmのSTACY非均質炉心の核特性解析

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($$^{235}$$U濃縮度6wt%)及び格子間隔1.5cmの二酸化ウラン棒状燃料($$^{235}$$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。

報告書

多群拡散摂動計算コードPERKY; 2002年版

飯島 進; 岡嶋 成晃

JAERI-Data/Code 2002-023, 44 Pages, 2002/12

JAERI-Data-Code-2002-023.pdf:1.6MB

高速炉体系における核特性解析を目的として、多群拡散理論に基づく摂動計算コードPERKYを開発した。PERKYは、高速炉の炉心を2次元及び3次元体系で記述した計算モデルにおいて、多群拡散理論に基づく摂動計算により反応度価値を計算する。さらに、核特性解析における動特性パラメータとして、実効遅発中性子割合,即発中性子寿命及びFCA実験において反応度の測定に使用する基準反応度($$rho$$0)を絶対単位($$Delta$$k/k)に変換する係数を計算する。

報告書

Analysis of the Rossendorf SEG experiments using the JNC route for reactor calculation

Dietze, K.

JNC-TN9400 99-089, 20 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-99-089.pdf:0.66MB

核燃料サイクル開発機構の炉心核特性解析手法JENDL-3.2/SLAROM/CITATION/JOINT/PERKYを用いて、ルッセンドルフ研究所の高速・熱中性子炉心RRR/SEGで行われた積分実験の解析を行った。このルッセンドルフの実験の一部として、中性子束及び随伴中性子スペクトルの異なる5つの体系において、純粋な核分裂生成物及び構造材についてのサンプル反応度の測定が行われた。この実験では、中性子捕獲や散乱の効果に対して大きな感度を持つような随伴中性子スペクトルとなるよう設計がなされている。今回の解析で得られた中性子スペクトル及び随伴中性子スペクトルは、以前に欧州解析手法JEF2.2/ECCO/ERANOSにより解析された結果と良く一致した。また、炉中心のサンプル反応度のC/E値についても検討している。両解析手法による結果には差が見られ、これらの差は、核データライブラリ、計算コード、自己遮蔽効果の取扱方法の違いにより生じたものである。誤差範囲を超えて違いの見られる結果についての議論も行っている。

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

アクチニド炉心技術研究で使用する解析方法

庄野 彰; 檜山 一夫*

PNC-TN9520 94-003, 84 Pages, 1994/06

PNC-TN9520-94-003.pdf:2.39MB

本資料は、アクチニド炉心技術研究で使用している解析の流れを理解し、かつ実行するために必要な情報を整理したものである。アクチニド炉心技術研究で実施しているPu利用炉心やMA装荷炉心の検討においては、従来型高速炉の炉心とは相当異なる仕様を設定し、炉心特性上の特徴を比較・評価することが重要である。このため、炉心形状、燃料物質、燃料仕様等を大幅に変更した炉心について、一通りの核特性を算出することが基本的な作業となる。このプロセスでは、多数の解析コード、ユーティリティプログラムを解析目的に応じて使用する必要があり、取り扱うJCL、入力データセットも多岐に渡る。これらのコード等それぞれのマニュアルは既に存在するが、それだけでは、プロセス全体の流れを理解し、一通りの解析を実行することは困難である。そこで昨年来実施してきたPu燃焼型高速炉のパラメータスタディをモデルケースとして、一連の解析フローを整理し、各ステップで使用するコード等の機能の概要、処理フロー、JCL例、入力データ例、出力例等をまとめた。

報告書

FCAによる金属燃料高速炉ベンチマーク実験,II; FCA XVI-1炉心の実験と解析

飯島 進; 大井川 宏之; 坂東 勝*; 大野 秋男; 桜井 健; 根本 龍男; 大杉 俊隆; 佐藤 邦雄; 早坂 克久

JAERI-M 93-186, 91 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-186.pdf:2.56MB

金属燃料高速炉を模擬したFCA XVI-1炉心での実験に基づいて、金属燃料高速炉の核設計計算への核データと計算手法の適用性を検証した。実験では、安全性評価に係わる反応度フィードバック係数に重点を置き、ドップラー効果、ナトリウムボイド効果、燃料移動および燃料膨張効果を測定した。解析は、JENDL-2核データライブラリーと3次元拡散計算により行い、計算はこれらの核特性を精度良く予測できることを示した。ただし、ドップラー、広領域ボイドおよび径方向燃料移動反応度価値については、計算精度の改善を検討する必要のあることを明らかにした。

報告書

低濃縮ウラン・シリサイド燃料を用いたJRR-4炉心の燃料ウラン密度をパラメータとした核特性解析

中野 佳洋

JAERI-M 92-103, 67 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-103.pdf:2.05MB

現在研究炉部で進められているJRR-4燃料ウラン濃縮度低減化計画において、低濃縮燃料としてウラン・シリサイド燃料を用いた場合の核特性解析を行った。解析にはSRACコードシステムを用い、燃料ミート中のウラン密度をパラメータとした計算を行い、ウラン装荷量の変化に伴う炉心性能の変化を評価した。同時に、現在JRR-4で使用している高濃縮B型燃料を用いた場合の計算を行い、低濃縮シリサイド化に伴う炉心性能の変化についても検討を行った。その結果、ウラン密度としては3.8gU/cm$$^{3}$$程度が適当であること、また照射筒での熱中性子束は数%減少することが分かった。更に、より詳細な計算手法の検討として、中性子断面積ライブラリの違いが計算結果に与える影響を評価した。また、連続エネルギーモンテカルロコードVIMによる計算を行い、SRACの結果と良く一致することを確認した。

報告書

TRU専焼炉の核特性解析; TRU消滅処理炉設計研究,II

高野 秀機; 向山 武彦; 滝塚 貴和; 小川 徹; 刑部 真弘; 軍司 康義*

JAERI-M 89-072, 74 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-072.pdf:2.32MB

TRU専焼炉の概念設計研究のために、炉心の核的検討を行った。可能性のある専焼炉として、Na-冷却金属燃料専焼炉とHe-冷却粒子燃料専焼炉を選定した。Na冷却金属燃料専焼炉では、燃料要素、炉心形状、出力分布及びTRU消滅量等をパラメータとして、燃料や被覆管の制限温度を満たす燃料と炉心形状をサーベイした。更に出力平坦化と燃焼反応度の低減化を検討し、内側炉心(58Np-22Pu-20Zr)と外側炉心(60Am,Cn-35Pu-5Y)からなる2領域炉心を得た。この炉の一基当りの熱出力は170MWTでTRUを年間47Kg消滅でき、6つの炉心からなるモジュラー炉を考えると年間PWR10基分から生成される260kgのTRUを十分に消滅させることが可能である。He-冷却粒子燃料専焼炉についてのサーベイ計算を行い、熱出力が1200MWTで、300日燃焼により約17%高燃焼率が得られる炉心を得ることができた。

報告書

多目的高温ガス炉とガス冷却高速炉からなる共存エネルギー・システムの研究,1; ガス冷却高速炉の炉心概念の検討

吉田 弘幸; 飯島 進; 太田 文夫*; 田中 良佶*; 小林 武司*; 川辺 俊明*

JAERI-M 9544, 174 Pages, 1981/07

JAERI-M-9544.pdf:4.77MB

U-Th混合サイクルのGCFRとThサイクルに基くVHTRからなる共存システムは、燃料自給性、電力およびプロセスヒート生産の観点から、将来の有望な核エネルギー供給システムである。本論文は、我国の緩かな核エネルギー需要成長予測に基き、100年間に亘る戦略的解析を実施することによって、保守的な増殖特性を有するGCFRでも、2基以上のVHTRと共存系を構成し、半永久的に燃料時給、電力およびプロセスヒート需要を充足することができることを示した。加えて、共存システムのVHTR/GCFR比をより高くとり、共存系の意義を高めることを目的とし、増殖性向上の観点からGCFR炉心設計を実施した。初期核分裂性Puインベントリーは約4600kg、増殖率はに核分裂性Puに関して、160kg/GWe・y、U-233に関して、270kg/GWe・yである。このGCFRの増殖比は実効的に1.60以上である。

論文

Accuracy of interpolation methods for resonance self-shielding factors

高野 秀機; 松井 泰*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(2), p.152 - 161, 1981/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

共鳴自己遮蔽因子の内挿には様々な内挿公式が使用されている。様々な内挿法の精度を、厳密な計算値との比較よって検討した。その結果、三次元スプライン内挿法が最も安定して精度が良く、かつ計算時間も短いことがわかった。更に様々な内挿法間の相違が高速炉の核特性へ及ぼす影響がJAERI-Fast Set Version IIを用いて計算された。その影響の大きさは、代表的な高速炉において次のように要約される。実効増倍係数に対して0.2%、制御棒反応度価値に対して1.5%、ドップラー効果に対して6%、ブランケット領域の反応率分布に対して2.5%存在し、ナトリウム・ボイド係数に対しては無視できる。

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