検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 39 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

Generalized formulation of extended cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased linear estimation

横山 賢治; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.87 - 104, 2019/01

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

線形推定に関する新しい仮定を導入して、拡張炉定数調整法の定式化を行った。なお、拡張炉定数調整法は、設計対象炉心の核特性の分散を最小化することが可能な炉定数調整法である。この定式化は最小分散不偏推定に基づいており、正規分布の仮定を用いていない。この定式化において、拡張炉定数調整法は、調整後の炉定数セットとして無数の解を持つことが分かった。この定式化では、このすべての解を表現できる一般的な式を提示しており、そのうちの解として、従来のベイズの定理に基づいて導出された拡張炉定数調整法と等価な解を含んでいることを示した。更に、この特殊な解では、設計対象炉心の核特性の分散だけでなく、核データの分散も最小化していることを示した。一方で、今回導入した線形推定の仮定はカルマンフィルターと整合しており、同様の方法で、拡張バイアス因子法,従来炉定数調整法,回帰炉定数調整法についても定式化できることを示した。

論文

炉定数調整法と拡張バイアス因子法の理論統合

横山 賢治

炉物理の研究(インターネット), (70), 12 Pages, 2018/04

2017年度の日本原子力学会論文賞の受賞記念寄稿として、受賞対象となった論文の内容を紹介する。研究の背景となった炉定数調整法と拡張バイアス因子法の関係から、新たに拡張炉定数調整法が開発された。拡張炉定数調整法が開発されたことによって、炉定数調整法と拡張バイアス因子法の関係は明らかになったが、拡張バイアス因子法と拡張炉定数調整法の導出では用いられている正規分布に関する仮定が異なるという課題が残った。この課題を解決したのが受賞対象となった論文の研究内容であり、この研究により、拡張炉定数調整法と拡張バイアス因子法の間には矛盾はなく、両者の理論統合に成功した。また、その後の研究成果として、炉定数調整法における正規分布の仮定の役割に関する議論から新たに開発された次元削減調整法の概要についても紹介する。

論文

Cross-section adjustment methods based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1622 - 1638, 2016/10

AA2015-0624.pdf:0.29MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

最小分散法に基づいて正規分布を仮定せずに、3種類の炉定数調整法の統一式を導出した。3つの調整法は、それぞれ、設計対象炉心核特性、調整後断面積セット、積分実験核特性の分散を最小にするものである。第1、第2の調整法は、それぞれ、ベイズの定理に基づき正規分布を仮定して導出された既存の拡張炉定数調整法、従来の炉定数調整法であることを導くとともに、異なる結果を与える場合も生じることが分かった。ただし、特定の条件や結果においては等価になる。第3の手法は新しい手法であり、他の手法との比較や統一式の対称性の観点から必要になる。本論文に示された導出手順は正規分布の仮定を必要としないことから、より高度な炉定数調整法の開発に応用できる可能性がある。

報告書

核変換物理実験施設を用いた炉物理実験による加速器駆動核変換システム炉物理パラメータの不確かさの低減効果

岩元 大樹; 西原 健司; 方野 量太*; 福島 昌宏; 辻本 和文

JAEA-Research 2014-033, 82 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-033.pdf:6.53MB

核変換物理実験施設(TEF-P)を用いた炉物理実験による鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システム(ADS)の炉物理パラメータ(臨界性及び冷却材ボイド反応度)に対する核データに起因する不確かさの低減効果を、炉定数調整法に基づいて評価した。核データライブラリにはJENDL-4.0を使用し、TEF-Pで実施する実験には、ADS実機燃料を模擬したマイナーアクチノイド(MA)燃料(MA重量:約30kg)を装荷した体系及び装荷していない体系のそれぞれに対して臨界性、鉛ボイド反応度、反応率比、サンプル置換反応度、燃料置換反応度の5種類の実験を想定した。解析の結果、TEF-Pで想定する実験をすべて実施することで、ADSの炉物理パラメータに対する不確かさを、臨界性に対して1.0%から0.4%程度に、冷却材ボイド反応度に対して9.4%から4.2%程度に低減できることがわかった。また、ADS臨界性の不確かさ低減に対しては燃料置換反応度が効果的であり、冷却材ボイド反応度の不確かさ低減に対しては鉛ボイド反応度実験が効果的であることがわかった。これらの低減効果は、装荷するMA燃料の組成と物量に大きく依存するが、目的に応じた実験を実施して、これらのデータと既存の炉物理実験データベースを組み合わせることで、炉物理パラメータの不確かさを効率的に低減できることが明らかになった。

報告書

Proceedings of the Specialists' Meeting on Reactor Group Constants; February 22-23, 2001, JAERI, Tokai, Japan

片倉 純一

JAERI-Conf 2001-009, 77 Pages, 2001/08

JAERI-Conf-2001-009.pdf:5.31MB

本報文集は、平成13年2月22日~23日に日本原子力研究所東海研究所において開催された炉定数整備専門家会議での報文を収録したものである。核データ評価としてJENDL-3.3の評価が行われており、まもなく公開される予定である。JENDLのさまざまな利用分野における炉定数の現状,問題点に関して、講演・議論が行われた。

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

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC-TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

報告書

核設計基本データベースの整備(XII) - FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価 ‐

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC-TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

論文

核設計基本データベースの整備,12; FCA-X-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価,共同研究最終報告書

横山 賢治*; 沼田 一幸*; 石川 眞*; 大井川 宏之; 飯島 進

JNC-TY9400 2000-006, 168 Pages, 2000/04

核燃料サイクル開発機構と原研は共同研究として、高速炉設計のための統合炉定数の精度向上と信頼性確保の観点から、FCA実験データの整備及び炉定数調整計算への適用を進めてきた。本報告書では、FCA-X-1炉心の計算精度評価及び感度解析、FCA-XVII-1炉心のNaボイド反応度価値に対する詳細検討、FCA炉心とJUPITER炉心の間の整合性評価についてまとめる。

報告書

核設計基本データベースの整備(XI) ‐ 高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析 -

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC-TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

報告書

次世代炉定数の整備

金子 邦男*

JNC-TJ9400 2000-005, 182 Pages, 2000/03

JNC-TJ9400-2000-005.pdf:4.74MB

本年度は汎用超微細群スペクトル計算モジュールPEACOを高速炉セル計算コードSLAROMに組み込んだ。この改良SLAROMコードを使用する決定論手法と確率論的手法である連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより、2次元RZ均質モデルを用いて径方向非均質炉心であるZPPR-13Aの反応率分布計算を実施した。両者の計算結果を比較検討する事によりPEACOモジュールが高精度の共鳴実効断面積機能を有すること、決定論手法とMVPコードの反応率分布計算結果を1%以内で一致させるには、鉄等の構造材核種と酸素の断面積変化を反映する高エネルギー領域を細かくした群構造を持つライブラリーを使用する必要がある事が明らかになった。また、次世代炉定数作成のため、NJOY97.V107コードを導入し、NJOY97.V107コードの前処理コードと後処理コードを作成して汎用炉定数作成システムを構築した。そして、この汎用炉定数作成システムを使用し、JENDL-3.2評価済核データを用い、70群の新JFS3ライブラリーを作成した。更に、この汎用炉定数作成システムの検証を行うため、新JFS3ライブラリーを使用し2次元RZ均質モデルによるZPPR-9炉心の核特性解析とZPPR-9炉心の非均質セル計算を決定論手法で実施した。同時に、MVPコードによる解析も実施した。両者の計算結果の比較から、PEACOモジュールによる共鳴断面積を用いる決定論手法は、ZPPR-9炉心の反応率分布およびNaボイド反応度計算精度を向上させることが明らかになった。そして、本研究で作成した新JFS3ライブラリーは、従来使用されてきたJFS3-J3.2ライブラリーと同程度の核特性計算性能を持つことが確認された。

報告書

FCA XIX-2炉心データによる炉定数調整, 平成11年度報告書(共同研究)

安藤 真樹; 飯島 進; 石川 眞*; 岩井 武彦*

JAERI-Tech 2000-025, p.45 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-025.pdf:1.77MB

新型燃料を用いた高速炉の研究の一環として、窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的とした模擬実験をFCAを用いて行った。本研究では、窒化物燃料高速炉を模擬したXIX-2炉心において測定した臨界性に関するデータを炉定数調整に反映させ、実機窒化物燃料炉心の臨界性に関する設計精度を評価した。その結果、従来の統合炉定数に本実験結果を加えることにより、実機に対する設計精度が0.1%向上した。また、数MeV付近での$$^{14}$$Nの捕獲断面積の不確かさが設計精度に大きく影響を及ぼすことがわかった。

報告書

汎用詳細炉定数の整備

高野 秀機*; 金子 邦男*

PNC-TJ9500 98-002, 126 Pages, 1998/03

PNC-TJ9500-98-002.pdf:2.51MB

これまでの炉定数整備・改良研究の予測精度研究を発展させて、近年の多様なスペクトルを採用した高速炉、中速中性子炉及び熱中性子炉の炉心・遮蔽領域において一貫した解析評価を行うため、新たなフォーマットを採用した汎用の詳細解析用炉定数の概念を検討し、整備を行った。この汎用詳細炉定数の概念は、熱領域についてはSRACライブラリー、共鳴吸収領域は40keVまで拡張した超詳細群ライブラリー、高エネルギーは20MeVまでに拡張し、遮蔽計算にも適用できるようにVITAMIN構造の175群を採用している。ここでは、高速炉の国際ベンチマーク問題に対応できるように20核種について、20MeVまでの175群ライブラリーと重核についての超詳細群ライブラリー作成した。また、73群及び163群ライブラリーを作成して比較検討を行った。比較した核特性は、keff'中心反応率比及び反応率分布である。核特性計算は均質の1次元ベンチマークモデルで行い、従来の70群ライブラリーと比較した。その結果、keffについては-0.43$$sim$$0.26%の差が見られるが平均的には同等であった。中心反応率比及び反応率分布への影響は小さかった。

報告書

高速炉用共分散データの整備(II)

柴田 恵一*; 長谷川 明*

PNC-TJ9500 98-001, 102 Pages, 1998/03

PNC-TJ9500-98-001.pdf:5.87MB

高速炉の炉心解析で重要な核種について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2の中性子核データの共分散を推定しファイル化した。対象となった核種は、10B、11B、55Mn、240Pu及び241Puである。共分散を推定した物理量は、断面積、分離・非分離共鳴パラメータ及び弾性散乱角度分布の1次のルジャンドル係数である。共分散の推定は、出来る限りJENDL-3.2のデータ評価法に基づいて行った。すなわち、評価値が実験値に基づいている場合は実験値の誤差、理論計算値に基づいている場合は理論計算値の誤差を算出した。評価結果は、ENDF-6フォーマットで整備した。

報告書

高速炉核特性解析コード群のワークステーションへの移植

檜山 一夫*; 杉野 和輝

PNC-TN9440 97-013, 73 Pages, 1997/08

PNC-TN9440-97-013.pdf:1.84MB

これまで、高速炉の核特性解析は一般に大型計算機上で行われてきたが、近年、普及の目覚ましいワークステーション上でその実行を可能とするた 業団により整備されてきた高速炉の核特性解析コード群をワークステ のUNIX環境下で動作可能となるよう、移植作業を継続して行って の報告書はこれまでに行われた移植作業の内容と、高速炉核特性解析 のワークステーション上の整備状況についてまとめたものである。

報告書

An Adjusted Cross Section Library for DFBR

Peter, J. Collins

PNC-TN9410 97-034, 35 Pages, 1997/04

PNC-TN9410-97-034.pdf:1.07MB

大洗工学センターの基盤技術開発部炉心技術開発室に滞在している間、私は高速増殖実証炉(DFBR)のために炉定数ライブラリを行うプロジェクトに参加した。このライブラリは、核断面積(微分データ)を高速炉に関する実験(積分データ)と結びつけ、DFBRの設計に充分な精度を確保しようとするものである。私は、USDOEとPNCの協定の基づきZPPR装置において実施された大型高速炉心臨界実験JUPITERの企画とそのデータ利用に関して豊富な経験を有している。大洗での私の役割は主に、過去にロスアラモス国立研究所(LANL)で実施された非常に硬いスペクトルでの高速炉臨界実験を実験データベースに加えることであった。これらの実験炉心に関するデータは本報告書に記載されている。我々はANL-Westで、動燃のABLEコードと同じ機能を持つGMADJコードを使って行った研究により、現在のDFBRが対象としている伝統的なMOX炉心だけではなく、このプロジェクトではより多くの実験を用いる必要があることを明らかにした。動燃ではこの点への認識がこれまで為されていなかったので、本報告書で議論している。LANLで行われた高速スペクトルの臨界実験データは、私が収集した誤差評価に関する情報とともにまとめた。これらの実験の最大の目的は臨界性データを得ることであったので、炉定数調整で必要となる誤差の相関(共分散)情報は報告されていないが、実験誤差の最大の要因は燃料組成誤差であることが分かっている。このLANL実験は、米国でENDF/Bライブラリの各バージョンを開発する際には、その積分テストに重要な役割を果たしてきた。DFBRのための炉定数開発に対しては、これらのLANLデータは、通常の軟らかいスペクトルを持つLMFBRでは得られないMeV領域の情報を提供できる。

報告書

大型炉核設計精度の評価 -炉定数調整法の適用-

石川 真

PNC-TN9410 93-131, 139 Pages, 1993/05

PNC-TN9410-93-131.pdf:5.71MB

大型高速炉の核設計手法を高度化することを目的として,炉定数調整法をH3年度にプラント工学室が設計した60万kWe級炉心に全面的に適用し,従来のE/Cバイアス補正法と比較検討することによりその特徴および性能を評価した。以下に,本研究から得られた主な知見をまとめる。(1)JUPITER臨界実験などの情報を実機核設計に反映する方法として,積分実験情報を用いず基本炉定数のみで設計する場合,バイアス補正法を適用する場合,炉定数調整法を適用する場合の3種について,各々の設計精度評価式を理論面から検討した。その結果,炉定数調整法は,利用できる積分実験情報の量,臨界実験で測定できない燃焼核特性への適用,設計体系への柔軟性などほぼ全ての点からバイアス補正法よりも設計手法として有効であることが判明した。(2)H3年度の60万kWe級炉心について,上記の3手法による設計ノミナル値を評価し分析した。H3年度設計はバイアス補正法を用いて行ったが,今回の炉定数調整法と比較して一部の核特性値にはやや違いがみられるものの,炉心性能や安全基準確保の観点から全体的に妥当なものであったといえる。(3)同炉心について,上記の3手法による核設計精度を評価し比較した。下表に1$$sigma$$ベースでの予測精度評価結果を示すが,これまでに整備してきた炉定数調整法のシステムおよびデータは,大型高速炉の核設計に対する充分な適用性を備えており,従来のバイアス補正法と比較して核特性の予測精度をいっそう向上できる性能を有すると判断できる。(対象核特性)臨界実験の情報なしバイアス補正法炉定数調整法実効増倍率2.06%0.70%0.43%増殖比5.9%2.3%1.5%出力分布1.7$$sim$$2.8%1.9$$sim$$2.5%1.3$$sim$$2.2%制御棒価値4.1$$sim$$4.9%4.0$$sim$$4.6%2.8$$sim$$3.1%Naボイド反応度9.7%10.3%7.1%

報告書

燃焼核特性に対する感度解析コードの整備

花木 洋*; 沢田 周作*; 三田 敏男*

PNC-TJ9124 93-009, 334 Pages, 1993/03

PNC-TJ9124-93-009.pdf:7.49MB

FBRの実用化に向けて、大型炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにすることは、重要な研究開発項目の一つである。これまでの研究では、ベイズの条件付確率推定法を基礎とする炉定数調整を実施することにより、JUPITER等の臨界実験の成果を最大限有効に反映した修正炉定数を開発し、大型炉炉心の核設計精度の大幅な向上が達成された。しかし大型炉の炉心設計において、反応率分布、制御棒価値等の核特性のみならず、燃焼反応度損失、増殖比といった燃焼特性の精度良い評価も重要である。そこで本研究では、「常陽」等の豊富な実機燃焼データを有効に活用して、燃焼核特性の設計予測精度を向上させることを目的として、燃焼特性の感度係数を解析するシステムを整備し、「常陽」燃焼データを用いた炉定数調整を実施して、燃焼核特性設計精度向上に対する効果を評価した。その成果は次の通りである。 1)FBR実機の燃焼特性の感度係数を、複数サイクル及び燃料交換を考慮して解析可能なシステムを整備し、直接計算との比較によりシステムの妥当性を確認した。 2)燃焼特性を炉定数調整に適用しても、従来の核特性の設計精度にそれほど影響を与えることなく、燃焼核特性の設計精度を向上させることができることが明らかになった。

報告書

Proceedings of the 1986 Seminar on Nuclear Data

中川 庸雄; 浅見 哲夫

JAERI-M 87-025, 360 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-025.pdf:8.02MB

1986年核デ-タ研究会は、1986年(昭和61年)11月26,27日の両日に日本原子力研究所の東海研究所において開催された。この研究会は、1978年以来毎年、シグマ研究委員会の下で、恒例の形で開催されているものであって、今回は国内の研究者約80各及び日本に滞在中の中国とアルゼンチンからの研究者各1名が参加した。研究会では、(1)JENDL-3後の核デ-タ活動に関する問題、(2)炉定数と感度解析のテ-マを中心に議論が行なわれた。ポスタ-セッションでは、(1)JENDL-3以降の核デ-タ活動に関する問題の他に、(2)最近の測定、及び(3)理論計算コ-ドについて発表があった。この報告書には、研究会での講演・討議およびポスタ-発表に基づく論文を収録してある。各報文は、著者の原稿をそのまま写真印刷とした。

39 件中 1件目~20件目を表示