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庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・
値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
日比 宏基*; 久語 輝彦; 栃原 洋*; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道; 和田 茂行*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.11 - 0, 2000/00
負のボイド反応度係数と1.0程度の転換比を達成するMOX燃料を用いる水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念検討を行った。本報では、PWR型炉の2つの炉心について検討した。一方は、燃料集合体とブランケット集合体をチェッカーボード状に配置させた非均質炉心で、重水冷却により高転換比を目指した。他方は、軽水炉冷却炉心で、六角形の集合体の中央部に燃料(シード)を配置し、その周辺にブランケットを配置したシード・ブランケット型燃料集合体を採用した。本研究により、両炉心とも負のボイド反応度係数を達成でき、非均質炉心は1.1程度の転換比を、シード-ブランケット集合体炉心は1.0程度の転換比を達成できる見通しが得られた。
黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.
JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08
国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(Li
O)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、LiOペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。
黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 真木 紘一*; 森 清治*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 平田 慎吾*; 三浦 秀徳*
JAERI-M 91-063, 72 Pages, 1991/04
国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERで行う工学試験計画に対する日本の提案をまとめたものである。とくにセラミック増殖材(LiO)を用いた動力炉用ブランケットを対象とし、ヘリウム冷却を行う場合および軽水冷却を行う場合について、試験項目や試験スケジュール、テストモジュール構造概念に関する検討を行った。また、テストモジュール用冷却系およびトリチウム回収系の設計を行い、各系統内主要機器の概略仕様を検討すると共に、系統全体としての設置スペクトルを評価して炉建家内レイアウトの検討用資料とした。
藤村 理人
高圧力, 5(6), p.1156 - 1162, 1967/00
世界各国の原子力発電所建設の動向は目をみはるものがある。現在、各国が建設を進めている原子炉型は低濃縮ウランを核燃料要素として使用する熱中性子炉である。この熱中性子炉はアメリカが開発した軽水冷却型とイギリス,フランスが開発したガス冷却型が主体をなしている。わが国では発電用動力炉第1号はイギリスからガス冷却炉を導入したが、その後建設される発電用動力炉はすべてアメリカから輸入される沸騰水型か加圧水型のいずれかに属する軽水炉である。ガス冷却型は軽水冷却型に比較して経済性がおとるという理由で、ここ当分、わが国では軽水炉時代が続きそうであるが、イギリスがAGR(改良ガス冷却炉)を成功させ、コンクリート圧力容器の使用経験が安全性を立証すれば、ガス冷却炉の経済性が高まり、ガス炉時代が再現するかも知れない。
吉田 啓之; 永武 拓; 小野 綾子; 成島 勇気*; 上遠野 健一*
no journal, ,
熱的条件が現行BWRより厳しくなることも想定される軽水冷却高速炉(RBWR)では、その熱設計において液滴の生成や再付着などのスペーサ効果を活用する必要があると考えられる。しかし、狭隘流路であるRBWR炉心について、そのスペーサ効果の活用に必要なデータは少ない。そこで本研究開発では、二相CFDにより得られるデータを用いることで、熱設計に用いるサブチャンネル解析コード中のスペーサの効果を表現するモデルの改良を検討している。本報では、RBWR炉心を模擬した狭隘流路内の二相流を詳細二相流解析コードTPFITで解析し、その適用性を検討した。その結果、液膜の波立ちの発達により液滴が生成し狭隘流路内に環状噴霧流が形成され、RBWR炉心を模擬した条件での二相流解析が実施できることを確認した。また、液滴生成前後での液膜形状は既存の大気圧試験の結果と良く一致しており、波立ちに伴う液滴生成が適切に表現されている。さらに、スペーサ後端下流で多数の液滴が生成されるなど、スペーサの影響が再現できている。これらの結果から、RBWR炉心のスペーサ効果モデル改良へのTPFITの適用性を確認した。
森本 恭一; 渡部 雅; 加藤 正人; 日野 哲士*
no journal, ,
燃料棒の稠密配置とBWRにおける冷却水の沸騰事象を組み合わせた軽水による高速炉の開発が進められている。本開発の目的は、短中期的には既存BWRの燃料集合体等の変更により従来よりも多くのPuを装荷できる炉心とし、分離済みPuの蓄積を抑制すること、長期的にはPu及びMAの多重リサイクルを実現し、資源有効利用と高レベル放射性廃棄物減容・有害度低減に寄与することである。本研究では、この開発の一環としてPu含有量が40%を超える高富化度燃料ペレットの焼結試験を開始した。今回はUO及びPuOの原料粉末を用いてPu含有率が30, 50, 70%となるように調整した混合粉末を準備し、酸素分圧を制御した雰囲気においてそれぞれの試料の焼結試験を実施、評価した。