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論文

Potential of fusion energy in the context of tritium supply

時松 宏治*; 朝岡 善幸*; 岡野 邦彦*; 小西 哲之

Fusion Science and Technology, 41(3), p.831 - 834, 2002/05

将来のエネルギー市場を環境経済モデルで解析した。2100年に大気中二酸化炭素濃度を550ppmとしながら需要を最小エネルギーコストで満たすモデルで核融合の可能性を評価すると、発電コストが市場と競合できる段階で導入された後は、建設速度の上限によりシェアが規定される。殊に導入当初は初期装荷トリチウムの供給が問題になりうる。著者らはこれが自給できることを示したが、その影響は21世紀終わりの核融合のシェアに顕著にあらわれ、核融合のエネルギー供給への貢献度を大きく高めることになる。将来の核融合開発において、トリチウム供給をエネルギーと関連して検討する必要がある。

論文

An Overview of reactivity initiated accident behavior of rock-like fueled pressurized water reactors

秋江 拓志; 中村 武彦

Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.363 - 370, 2001/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.46

プルトニウム岩石型酸化物燃料(ROX燃料)は燃料温度係数が小さく、反応度事故(RIA)時のふるまいが大変厳しくなる。これを改善するために、ROX燃料中にUO$$_{2}$$,ThO$$_{2}$$,Er$$_{2}$$O$$_{3}$$等を添加したり、あるいはUO$$_{2}$$燃料炉心中に部分的にROX燃料集合体を装荷するなどして燃料温度係数の値を大きくしたROX-PWR炉心の設計研究を行った。設計研究の一方、ROX燃料ピンのRIA時の挙動を実験的に検討するため、NSRRにおけるパルス照射を行った。現行のUO$$_{2}$$ピンとROXピンではRIA時の破損のメカニズムは異なるものの、燃料単位体積あたりのRIA時エネルギー蓄積量で表した燃料ピンの破損しきい値はUO$$_{2}$$とROXで同程度となることがわかった。

論文

Possible scenario to start up DT fusion plant without initial loading of tritium

小西 哲之; 朝岡 善幸*; 日渡 良爾*; 岡野 邦彦*

プラズマ・核融合学会誌, 76(12), p.1309 - 1312, 2000/12

十分なプラズマ性能、完結した燃料循環系、トリチウム増殖比TBR$$>$$1を持つ核融合炉を初期装荷トリチウムなとで起動するシナリオを検討した。中性粒子ビームによる外部入力で、dd反応をもとにトリチウムを自己増殖して起動するシナリオが可能である。重水素で起動すると、主としてビームとの反応で初期にはdd反応によりトリチウムが生成し、約1%以上からdt反応が優勢になる。以後反応量はトリチウム濃度に大略比例し、指数的に増加する。代表的な例では100日オーダーで起動する。初期にトリチウムが存在すればそれだけ起動期間は短縮される。インベントリが大きいか、TBRが1に近い場合は合理的期間では起動できない。この結果より初期装荷トリチウムは必須ではなく、経済的な問題に相対化され、導入の制約や運転上の問題とはならないことが結論される。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第34サイクル)

照射管理課*

JNC-TN9440 2000-005, 164 Pages, 2000/06

JNC-TN9440-2000-005.pdf:4.51MB

本報告書は、第34サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第35サイクルの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。第34サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーベイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第34サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD537の68,500MWd/t(要素平均)である。

報告書

プルトニウム利用技術に関する調査(5) 次世代型BWRの炉心特性調査

平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*

JNC-TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB

軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。

報告書

塩廃棄物管理方法の検討

藤田 玲子*; 中村 等*; 近藤 成仁*; 宇都宮 一博*

JNC-TJ8420 2000-004, 41 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-004.pdf:5.08MB

乾式再処理技術の研究開発を進める際には、ウランやプルトニウム等を用いた試験の終了後に発生する使用済塩廃棄物を安全に保管することが重要である。そこで本研究では、乾式再処理試験で使用した塩廃棄物を安定に保管・管理する方法を検討するため、現状の塩廃棄物の保管・管理方法について調査した。溶融塩電解試験に使用した塩廃棄物を保管している研究機関に対する調査から、塩廃棄物は、ポリエチレン製ビニールで二重に包み、ビニールの口をビニールテープで封止して密封に近い状態にしたものをゴムパッキン付のドラム缶に装荷して保管していることがわかった。一方、模擬塩廃棄物を用いた保管試験から、温度および湿度は特にコントロールせず、外気とほぼ同じ状態にしても、多重シール性が確保できれば、塩廃棄物の長期保管ができる可能性のあることがわかった。なお、塩廃棄物が水分と接触すると吸湿し液体となる可能性があることを考慮し、あらかじめ高分子吸湿材を入れておくことが重要である。

報告書

FCA XVIII集合体における特性試験及び臨界性解析

安藤 真樹; 大杉 俊隆; 辻本 和文

JAERI-Data/Code 98-012, 35 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-012.pdf:1.31MB

減速材装荷金属燃料炉心に対する解析精度を評価することを目的として、FCAを用い一連のZrH装荷金属燃料高速炉の模擬実験を行った。実験体系の選定と臨界特性試験の測定結果について述べた。高速炉標準解析手法を用いて実験体系の臨界性について解析を行った。臨界性解析では、実効増倍率の解析精度は、MOX燃料高速炉体系に較べて過小評価する傾向にあることが分かった。

報告書

陽子加速器・ハイブリッド高速炉の炉心特性の予備検討

小綿 泰樹; 大坪 章

PNC-TN9410 97-064, 42 Pages, 1997/06

PNC-TN9410-97-064.pdf:0.96MB

加速器と未臨界高速炉とを組み合わせたハイブリッド炉(加速器ハイブリッド高速炉)の特徴(出力制御性、硬中性子スペクトル等)を生かし、これまで主として超ウラン元素(TRU)を消滅させる性能に着目して検討を行ってきた。使用する加速器の形式として、単位出力当りの中性子発生数の観点から、加速ビームが電子又は陽子の場合を比較した。その結果、ターゲット(タングステン)原子核とのスポレーション反応を利用する陽子加速器が優れており、当然TRU消滅特性も有利であることが分かった。本来、高速炉は転換比が高いので加速器のような外部中性子源を組み合わせれば、制御棒や高富化プルトニウム燃料を使用しなくても出力密度を高くして長期運転が可能であると考えられる。すなわち、核分裂性プルトニウムを自給できる(燃料自給)特性をもっている。従って、本報告書では、陽子加速器の高い中性子発生能力に基づく原子炉制御への適用性を利用し、陽子加速器ハイブリッド高速炉の炉心特性を2D-BURNコードを用いて概略的に検討した。出力密度300w/ccでターゲット部を無視した円筒炉心を想定し、炉心の寸法と全炉心体積に占める燃料の体積比をパラメータとして行った燃焼計算から燃料自給の可能性を検討した。この結果、炉心高さと半径がそれぞれ100cmの炉心では、初期炉心にのみ中富化度(約10wt%)のウラン又はプルトニウム燃料を装荷すれば、以後の燃焼サイクルには天然ウランのみを供給するだけで長期運転が可能になる見通しが得られた。なお、より詳細な解析は次年度に行う予定である。

報告書

「常陽」MK-II炉心の燃焼反応度測定・評価

吉田 昌宏; 長沖 吉弘

PNC-TN9410 97-022, 34 Pages, 1997/02

PNC-TN9410-97-022.pdf:1.05MB

「常陽」では、これまで、出力運転中の過剰反応度変化から燃焼係数(積算出力あたりの燃焼欠損反応度)を求め、解析結果との比較によりその予測精度を評価してきた。しかし、燃焼欠損反応度と核データあるいは中性子束計算精度との関係を詳細に評価するためには、上記方法で得られる炉心全体の特性ではなく、燃料集合体個々の燃焼反応度価値を測定・解析し、その予測精度と集合体の燃焼度や装荷位置の関係を明らかにする必要がある。このため、MK-II炉心を用いて燃焼反応度価値詳細測定試験を行い、個々の集合体の燃焼に伴う反応度の低下を測定した。試験では、燃焼度の異なる燃料集合体の置換反応度を測定することにより、集合体1体毎の燃焼反応度価値を評価した。燃料置換は燃焼初期(集合体平均燃焼度約1GWd/t)と寿命中期(約37GWd/t)及び燃焼初期と寿命末期(約62GWd/t)の2パターントし、測定位置は炉中心(第0列)、燃料領域中間(第2列)及び燃料/反射体境界(第4列)の3箇所とした。本試験により、集合体単位の燃焼反応度価値の燃焼度及び測定位置依存性を明らかにするとともに、運転監視コードシステム(MAGI)による計算結果との比較を行い、炉心管理上の燃焼係数予測精度を詳細に把握した。主な結果を以下に示す。(1)第0列の燃焼反応度測定結果は、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で-0.19(%$$Delta$$k/kk')、燃焼末期までの燃焼で-0.28(%$$Delta$$k/kk')であった。(2) 燃焼反応度価値の径方向分布は、2つの燃焼パターンでほぼ一致し、第0列で規格化した時、第2列は0.67、第4列は0.28となった。(3)第0列と第2列の燃焼反応度価値の(MAGI)によるC/E値は良く一致し、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で1.03$$sim$$1.05、燃焼末期までの燃焼で0.94$$sim$$0.95であった。また、反射体と隣接する第4列のC/E値は他2箇所と比較して5$$sim$$7%高くなる傾向が見られた。 C/E値の燃焼度依存性に関しては、現在、測定に用いた燃料集合体のPIEを実施中であり、その結果に基づき詳細な評価を行う予定である。

報告書

ATR高燃焼度54本クラスタ燃料の流力振動試験

天藤 雅之; 小鷹 幸三

PNC-TN9410 97-013, 111 Pages, 1997/01

PNC-TN9410-97-013.pdf:5.85MB

高燃焼度54本クラスタ燃料集合体の「ふげん」への少数体装荷が計画されており、その設置変更許可中請には炉内滞在中における上記燃料の健全性を確証しなければならない。燃料要素の健全性評価では、燃料被覆管表面のスペーサとの接触部に生じるフレッティング摩耗深さが設計許容値を越えないことを確認することが重要である。フレッティング摩耗の進展特性では、燃料要素の振動(流力振動)特性が重要な因子となることから、上記燃料についても炉心流動条件下での振動特性、特に摩耗進展速度に直接影響する振幅値を正確に把握しておく必要がある。本報告書では、振動計測用燃料要素を組込んだ54本クラスタ燃料集合体をコンポーネント・テストループに装荷し、各種流動条件下で行った振動測定結果を示す。流力振動での周波数特性では、105Hz及び160Hz近傍に卓越した周波数が観察され、フレッティング摩耗解析コード(流力振動計算部)で求めた振動モードおよびその固有振動数と概ね一致した。流力振動振幅は、総流量および蒸気重量率の増加で増大し、その傾向は従来の上記解析コードによる計算結果と一致するが、低流量領域での振幅測定値が計算値に比べ大きく現れた。この差については、解析コード内の振動振幅計算式を改良、すなわちPaidousisの式を主に全流量に依存する成分と主に蒸気重量率に依存する成分に分離し、各々について最適な定数を決めることにより、安全側に縮小できることが確認された。本燃料の流力振動振幅値は、「ふげん」用28本クラスタ燃料、ATR実証炉用36本クラスタ燃料のいずれに対しても増加するが、今回の試験での流動条件範囲では、最大でも2$$mu$$m(実効値)程度の振幅値であった。流動条件と振幅値との関係から、「ふげん」装荷が予定されているチャンネルでの流動条件においては振幅値は1.9$$mu$$mと予想され、コンポーネント・テストループで実施した本燃料集合体の耐久試験条件での振幅値(1.7$$mu$$m)との差も僅かであり、「ふげん」装荷時の振幅値変化が、耐久試験で実測しているフレッティング摩耗進展特性に及ぼす影響は小さいと考えられる。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱貯蔵設備の運転・保守経験,1; 総合機能試験完了後から平成8年3月まで

長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.

PNC-TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03

PNC-TN2410-96-005.pdf:14.53MB

「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。

報告書

重水臨界実験装置設置変更許可申請(その13)関連資料

吉田 守; 戸部 賢治; 菖蒲 信博; 相原 永史; 森下 正樹

PNC-TN9700 95-001, 804 Pages, 1995/08

PNC-TN9700-95-001.pdf:30.97MB

重水臨界実験装置(以下、DCAという。)は、平成4年4月に末臨界度測定実験施設としての機能の追加を行ったが、本設置変更許可申請(その13)では、その実験範囲の拡大を目的としたものである。試験体用燃料棒を追加するとともに、試験体の構成においては、燃料棒配列ピッチを固定値から2CM以上と自由度を待たせたため、色々な核特性を有した試験体を製作することが可能となる。同試験体を末臨界度測定試験施設に装荷した場合、重水臨界水位が非常に低い場合から高い場合まで様々な事例があり得るので、新たに各種制限値として重水臨界水位40CM以上と0.8$に相当する重水水位1CM以上を追加した。また、試験体に試験体減速材を供給すると原子炉の反応度が低下する低反応度試験体の装荷が可能となったため、試験体容器にオリフィス板及び試験体ダンプ管閉止弁を追加し、急激な試験体減速材の流出を防止する構造とした。第1次審査においては、臨界にする手順について多くの質問が出され、特に低反応度試験体の臨界近接手順ととそうでない試験体の臨界近手順の違いに起因する誤操作の可能性についての審議がなされ、誤操作の恐れのないことが確認された。第2次審査においては、重水臨界水位が40CMになり得ることの安全性について疑問が出されたが、従来の各種制限値は変更しておらず、今回新たに各種制限を追加するので安全性は確保される旨の説明を行い了承された。また、本申請の審査の過程で今回の申請範囲からは逸脱するものの、DCAの地震に対する挙動が爼上に登り、安全に原子炉を停止できることを説明している。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ炉心特性の詳細評価(4)-(その2)-

not registered

PNC-TJ1678 95-003, 97 Pages, 1995/02

PNC-TJ1678-95-003.pdf:2.59MB

もんじゅは平成6年4月に臨界に達し、その後11月まで炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、この試験から得られた炉心反応度の測定結果を踏まえて初装荷炉心の炉心特性を明確化した。(1)得られた測定項目のうち1)臨界性、2)過剰反応度、3)燃焼特性(Pu241崩壊に伴う反応度劣化)、4)等温温度係数及び5)流量係数を整理し、設計値と比較した。(2)過剰反応度及びPu241崩壊に伴う反応度劣化について設計値との差があり、その差について核種毎の寄与で分析した結果、臨界実験に使用されなかった高次化Pu同位体及び尾Am241の断面積に原因があることがわかった。(3)高次化Pu同位体及びAm241の最新の核データを使用すれば、今回検討した測定項目については設計手法がほぼ妥当であることがわかった。(4)炉心の温度を約200$$^{circ}C$$から約300$$^{circ}C$$上昇させて得られた等温温度係数については、設計値の方が約6%程過小評価であり、今後得られた出力欠損反応度の測定値と設計値の比較・検討と一緒に検討する必要がある。(5)性能試験結果を反映した過剰反応度に基づいて、運転可能日数を検討した結果からノミナル評価では約70日(全出力換算日)の燃焼が可能であり、不確かさを考慮すると燃焼日数は約50日となる。(6)運転可能日数の評価精度を向上させるためには、更に性能試験結果の解析及び出力試験結果の解析の実施が必要である。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験結果を反映した燃料設計最適化

not registered

PNC-TJ1678 95-006, 181 Pages, 1994/11

PNC-TJ1678-95-006.pdf:5.25MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成6年4月に初臨界を達成後、5月には初期炉心構成を完了し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施されている。そこで、性能試験で得られたデータ及び燃料製造実績を反映した炉心及び燃料特性を評価し、今後の炉心運転計画を策定するためのデータの整備作業を実施した。(1)初装荷炉心の運転日数増加策の検討運転日数増加策の検討を行い、第一回取替燃料のうち、内側炉心燃料を最大24体まで初装荷炉心の中途で交換することにより必要な運転日数を確保できることを確認するとともに、核特性上の成立性を評価した。(2)初装荷炉心中途燃料交換した場合の第二サイクル炉心核特性評価初装荷炉心での中途燃料交換体数をパラメータとして残りの取替燃料を交換した第二サイクルでの炉心特性を評価し、その成立性を確認した。また、(1)及び(2)の結果から第一回取替燃料のPu富化度を検討評価し、内側炉心・・・16.0fiss Pu wt%外側炉心・・・21.0fiss Pu wt%を選定し、炉心特性の評価検討を行って設工認変更申請のための基礎データを作成した。(3)熱特性評価初装荷炉心の中途で燃料交換を行う場合、交換体数をパラメータとして熱特性評価を行った。その結果、一部ケースで被覆管最高温度が676$$^{circ}C$$となるものの他のケースでは673$$^{circ}C$$であり、また、燃料最高温度は2322$$^{circ}C$$であり、熱的制限値を満足することを確認した。また、従来設計からの設計進捗及び製造実績を反映した工学的安全係数を再整備し、燃料及び被覆管の最高温度への影響を検討した。従来正規分布を仮定していたものを一様分布とした場合でも、従来設計からの見直し、保守性の削減により、燃料温度で約9$$^{circ}C$$、被覆管温度で約1$$^{circ}C$$の温度上昇に留まり、熱的制限値を満足することを確認した。(4)今後の燃料取替計画見直しのための基本データの整備今後策定される第二サイクルまでの運転計画で、初装荷炉心での中途燃料交換体数等の決定に資するため、初装荷炉心での中途燃料交換後の炉心及び第二サイクル炉心の核特性基本データを整備した。

報告書

高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料要素 B型試験用集合体LDP-3特殊燃料要素製造報告

飯村 直人; 豊島 光男; 小幡 真一; 飛田 典幸; 宮内 正美; 深川 節男; 上村 勝一郎

PNC-TN8410 94-224, 108 Pages, 1994/06

PNC-TN8410-94-224.pdf:14.15MB

本報告書は、「常陽」運転工程第29サイクルから照射開始予定のB型試験用集合体(B9)に装荷するLDP-3特殊燃料要素の製造、加工における諸データを整理、収録したものである。LDP-3特殊燃料要素は、概念設計段階におけるFBR大型炉燃料仕様を基に、種々の燃料概念をパラメータとする燃料ピンを到達燃焼度130,000MWd/tを目標に「常陽」において照射し、大型炉燃料の設計研究の妥当性の確認、高性能材料を被覆管材〔高Niオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1520)及びオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1525)〕とする燃料ピンの高燃焼度における照射挙動データを取得することを目的としたものである。燃料ピン外径は8.5MMであり、これまでの太径ピン照射試験(LPD-1、2試験)での7.5MMに比べて大型炉燃料仕様により近い形状になっている。また、中空ペレットを用いての本格的な照射試験であることも大きな特徴である。さらに被覆管材の一としてオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1525)については、燃料ピンでの初めての照射となる。

報告書

修正中性子源増倍法の適用性検討(3)

not registered

PNC-TJ2222 94-001, 264 Pages, 1994/03

PNC-TJ2222-94-001.pdf:9.07MB

高速原型炉もんじゅの炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定の測定精度を向上させるため、修正中性子源増倍法(以下、MSM法)について中性子輸送計算体系・方法の検討、及び補正係数の作成等を行い、その適用性と精度の検討を実施した。本年度は、前年度の課題である輸送計算の計算境界付近での中性子束計算精度の向上を図り、広範囲の反応度について予測精度評価を行った。さらに検出器応答関数の整備を行い、制御棒パターンや中性子源位置による検出器応答の評価を行った。まず、R$$theta$$体系の$$theta$$方向境界付近での中性子束計算精度の問題に関して、360°R$$theta$$体系では、中性子束の収束誤差を0.1%以下にしないと境界付近の中性子束を数十%も過小評価することがあることが判った。次に、炉内・炉外NIS検出器の応答関数を1次元随伴中性子束計算により詳細に求め、燃料末装荷の炉心およ150体装荷炉心での検出器応答の実測値と比較した。炉内NISでは計算値は過大評価、炉外NISでは過小評価となる傾向があるが、炉心の状態が変わってもその検出器間のC/E値の比はほぼ一定であり、燃料未装荷時の検出器応答の実測値と計算値の比から、燃料装荷時の検出器応答も較正できる可能性があることが判った。これ以前の作業までに開発したMSM法の補正係数計算手法を、燃料装荷段階の未臨界炉心に適用し、反応度の予測を試みた。燃料装荷体数が124体までは、検出器間の反応度予測値のばらつきは小さいが、150体の場合には極端にばらつきが大きくなった。これは、補正係数計算に用いている中性子束分布計算方法の中性子倍増の計算精度に起因するもので、臨界に近づき増倍中性子が検出器応答に占める寄与が大きくなった場合は、基準炉心と対象炉心の反応度の比を実際に近く求められるような中性子束分布計算方法を用いなければならないことが判った。最後に、疑似的な3次元体系である2次元RZ計算と2次元XY計算の比較により、制御棒部分挿入状態の中性子束を2次元XYモデルで精度良く計算する方法について検討し、RZ計算で得た制御棒部分挿入時の実効増倍率を良く再現する2次元XY計算での制御棒領域の体積割合を得た。

論文

Evaluation of critical bucklings of light-water moderated low enriched UO$$_{2}$$ cores by the variable loading method

中島 健; 秋江 拓志

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1175 - 1179, 1993/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:72.06(Nuclear Science & Technology)

軽水減速低濃縮UO$$_{2}$$炉心の水平方向外挿距離$$lambda$$$$_{h}$$及び臨界バックリングB$$^{2c}$$を「装荷量変化法」により評価した。この方法では、種々の水平方向寸法の炉心の臨界水位データを使用する。本方法による誤差は、過去に行なわれた出力分布より水平方向外挿距離を求める「束形法」に比べて小さくなっている。「束形法」により求めた$$lambda$$$$_{h}$$及びB$$^{2c}$$は、炉心の水平方向寸法に対する臨界水位の変化を限られた範囲でしか再現できないのに対して、本方法の評価結果は全範囲においてこれを再現している。さらに、SRACコードによるセル計算においてB$$^{2c}$$を用いて実効増倍係数を求め、標準解としての連続エネルギーモンテカルロコードの結果と比較したところ、今回評価したB$$^{2c}$$を用いた計算結果は標準解と良一致を示した。以上より、装荷量変化法は束形法に比べ、水平方向外挿距離$$lambda$$$$_{h}$$及び臨界バックリングB$$^{2c}$$を精度良く決定できることが示された。

報告書

燃料装荷時の検出器応答計算

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*; 角田 弘和*

PNC-TJ2222 92-002, 131 Pages, 1992/03

PNC-TJ2222-92-002.pdf:4.91MB

「もんじゅ」燃料初装荷時の中性子検出器応答を評価するために、2次元輸送計算法により、燃料装荷の各ステップ毎の炉内NISおよび炉外NIS検出器応答を計算する。計算された検出器毎の中性子応答を逆増倍係数により整理し、臨界近接時の検出器応答を予測した。DORTコードおよびJSD-J2中性子断面積ライブラリーを用いて、以下の4ケースの燃料装荷ステップについて、炉内NISおよび炉外NISの検出器応答を計算した。ケース1 第1ステップ終了時(内側炉心84体)ケース2 第2ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心16体)ケース3 第4ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心52体)ケース4 第9ステップ終了時(内側炉心108体、外側炉心62体)Cf-252外部中性子源、自発核分裂中性子源、およびO(アルファ,n)反応中性子源から成る固定中性子源と、核分裂中性子源とからの検出器応答をそれぞれ計算した。固定中性子源に近い側に設置された炉外NIS検出器では、燃料装荷数が少ない場合に固定中性子源からの寄与が大きく、臨界近接時に急激に核分裂中性子源からの寄与が大きくなるために、臨界近接時の逆増倍係数が装荷燃料体数に対して急激に変化する場合が見られた。

報告書

ICRF加熱用リッジ導波管の結合特性

三枝 幹雄; 木村 晴行; 藤井 常幸; 池田 佳隆; 坂本 慶司; 今井 剛; 上原 和也; 永島 孝

JAERI-M 84-187, 19 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-187.pdf:0.6MB

プラズマ追加熱の1つの有力な手段として、fast waveを用いたイオンサイクロトロン波帯(ICRF)加熱がある。この方式の結合系としては、従来、ループアンテナが用いられてきたが、炉工学的には、導波管結合系の方が有利である。本報告では、T型リッジ導波管のプラズマとの結合特性を、JT-60のICRF(周波数120MHz)を対象にして求めた。その結果、リッジ導波管は、JT-60のICRF加熱に関して、耐電力的にループアンテナに劣ることが判った。また、その結合特性を向上させる手段として、先端に異なる特性インピーダニスの線路を接続した簡易構造のキャビティランチヤーや、誘電体装荷型ランチヤーが有効であることが判った。

報告書

核融合実験炉のプラズマ起動特性の検討

真木 紘一*; 大和 春海*; 東稔 達三

JAERI-M 6876, 25 Pages, 1977/01

JAERI-M-6876.pdf:0.66MB

核融合実験炉の起動におけるプラズマ特性を検討した。計算モデルは、時間依存性を入れた空間依存のない拡散モデルであり、エネルギーおよび粒子の閉じ込め時間の比例則は、プラズマ温度が数keV以下では、新古典拡散または擬古典拡散が支配的であるとし、それ以上の温度では、捕獲イオン不安定性による異常拡散が支配的であるとして用いた。10秒間のジュ-ル加熱でプラズマ温度を1keVまで上げ、更に10秒間の中性子粒子入射加熱で、入射パワ-28MW、燃料装荷率3$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$m$$^{-}$$$$^{3}$$S$$^{-}$$$$^{1}$$として、プラズマを平衡運転時の状態(プラズマ温度7keV、電子密度1.1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$m$$^{-}$$$$^{3}$$)に起ち上げる事ことができた。

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