検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 34 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

論文

Numerical analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

本研究では、イベントツリー解析を踏まえて、1次元燃料集合体体系および隣接集合体を含む制御棒案内管を対象にした2次元体系を用いて、燃料流出能力を数値解析により調べた。単一集合体解析により、下部遮蔽体領域で燃料閉塞が生じることが示された。これはFPガスがない場合にナトリウムとの接触により燃料が固化されるからである。FPガス放出を仮定すると、溶融燃料は炉心下部へ再配置することが可能であることも示された。次に、CGRT対象解析により、CRGT流路を通じて燃料流出が有意であることが分かった。これはCRGT壁破損直後は燃料温度がまだ高温であること、少量の溶融燃料が侵入するとCRGT内のナトリウムがすぐにボイド化するからである。

論文

Event sequence analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 久保 重信; 植田 伸幸*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

本研究では、金属燃料ナトリウム冷却高速炉における反応度推移と溶融燃料再配置を調べるため、大型炉を対象として炉心損傷事故の事象推移解析を実施した。流量減少時スクラム失敗事故で開始される起因過程解析はCANISコードで実施され、それは出力ピークが小さいことを示した。その解析結果を初期条件として、SIMMER-IIIコードを全炉心規模解析に適用し、反応度推移と溶融燃料再配置を含む事象推移を明らかにすることとした。その結果、全炉心解析での再臨界は非常にマイルドなエネルギー放出となる結果を得た。金属燃料炉心でマイルドなエネルギー放出となるのは金属燃料の比熱が小さいことと即発的な負のフィードバック反応度メカニズムが大きく作用するためである。

論文

「常陽」照射試験に向けた金属燃料製造技術の開発

中村 勤也*; 岩井 孝; 荒井 康夫

電力中央研究所報告(L04005), 48 Pages, 2005/04

我が国初となるU-Pu-Zr合金用金属燃料製造試験設備を、原研燃料研究棟に設置した。本設備は、合金燃料スラグを製造する射出成型装置,金属燃料ピンのナトリウムボンディングを行う合金加熱装置,これらを格納する高純度アルゴン雰囲気グローブボックスから構成される。設備の設計,製作及び性能試験結果を述べるほか、模擬物質を用いて行った合金スラグ製造試験及燃料ピン組立試験についても記述する。計画されている「常陽」照射試験用の金属燃料ピンが製造できる見通しを得た。

論文

「核燃料技術高度化の現状と展望」シリーズ3; 先進的核燃料リサイクル技術開発

有江 和夫*; 安部 智之*; 荒井 康夫

日本原子力学会誌, 44(8), p.593 - 599, 2002/08

高速炉燃料サイクルへの適用を目指してサイクル機構,電中研及び原研で研究開発を進めている、酸化物燃料湿式再処理,酸化物燃料乾式再処理,金属燃料乾式再処理及び窒化物燃料乾式再処理リサイクル技術について、それぞれ研究開発の現状と今後の開発課題について記述した。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究(フェーズI)中間報告書 詳細編

野田 宏; 稲垣 達敏*

JNC-TY1400 2000-004, 464 Pages, 2000/08

JNC-TY1400-2000-004.pdf:19.55MB

核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電株式会社(原電)は、協力協定を締結してJNCと電気事業者の連携を強化するとともに関係機関の参画も得て、1999年7月から高速増殖炉サイクル(FBRサイクル)の実用化戦略調査研究の推進組織を発足させ、その後、原研の協力も得てオールジャパン体制で研究開発を進めている。本研究のフェーズI(1999年度、2000年度の2年間)においては、FBR、再処埋および燃料製造の各システム技術について、革新技術を採用した幅広い技術的選択肢の評価を行い、安全性の確保を前提とし、経済性、資源有効利用性、環境負荷低減性および核拡散抵抗性の5つの視点から、有望なFBRサイクルの実用化候補概念を抽出し、その研究開発計画を策定することとしている。本報告書は、本研究のフェーズIの初年度に得られた成果をもとに、中間報告書として取り纏めたものである。概要は以下のとおり。FBRは中性子経済が優れていることから、プルトニウムの増殖やTRUの燃焼、長半減期の核分裂生成物(FP)の核変換等を行える特長を有しており、これらの性能は炉心設計が決めることになる。そこで、燃料形態(酸化物、窒化物、金属)と冷却材(Na、重金属、ガスなど)を組合せて炉心性能を評価し、FBRの特長を最大限生かせるように、有望な燃料形態と冷却材の組合せを評価した。FBRプラントシステムの検討では、安全性の確保を前提として、将来の軽水炉と比肩し得る経済性を実現するための経済性向上方策の摘出を重視して、有望なFBRプラントシステム概念を抽出した。2000年度には抽出したこれらの候補概念について、詳細な検討を進めていくこととしている。燃料サイクルシステムの検討では、これまで開発を進めてきた湿式再処理法(PUREX法)、ペレット燃料製造法の合理化を図るとともに、新たに乾式再処理法、振動充填燃料製造法等を対象に、技術的成立性、経済性などを評価した。これまでの検討の結果、各候補概念に対する技術的成立性の見通しと間題解決の方向性が示されていることから、2000年度に継続して詳細検討を実施することとしている。2000年度には、これら各システムの整合性を考慮して、FBRサイクルとしての総合評価を行い、実用化候補概念の抽出を行う。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究(フェーズI)中間報告書

野田 宏; 稲垣 達敏*

JNC-TY1400 2000-003, 92 Pages, 2000/08

JNC-TY1400-2000-003.pdf:3.9MB

核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電株式会社(原電)は、協力協定を締結してJNCと電気事業者の連携を強化するとともに関係機関の参画も得て、1999年7月から高速増殖炉サイクル(FBRサイクル)の実用化戦略調査研究の推進組織を発足させ、その後、原研の協力も得てオールジャパン体制で研究開発を進めている。本研究のフェーズI(1999年度、2000年度の2年間)においては、FBR、再処埋および燃料製造の各システム技術について、革新技術を採用した幅広い技術的選択肢の評価を行い、安全性の確保を前提とし、経済性、資源有効利用性、環境負荷低減性および核拡散抵抗性の5つの視点から、有望なFBRサイクルの実用化候補概念を抽出し、その研究開発計画を策定することとしている。本報告書は、本研究のフェーズIの初年度に得られた成果をもとに、中間報告書として取り纏めたものである。概要は以下のとおり。FBRは中性子経済が優れていることから、プルトニウムの増殖やTRUの燃焼、長半減期の核分裂生成物(FP)の核変換等を行える特長を有しており、これらの性能は炉心設計が決めることになる。そこで、燃料形態(酸化物、窒化物、金属)と冷却材(Na、重金属、ガスなど)を組合せて炉心性能を評価し、FBRの特長を最大限生かせるように、有望な燃料形態と冷却材の組合せを評価した。FBRプラントシステムの検討では、安全性の確保を前提として、将来の軽水炉と比肩し得る経済性を実現するための経済性向上方策の摘出を重視して、有望なFBRプラントシステム概念を抽出した。2000年度には抽出したこれらの候補概念について、詳細な検討を進めていくこととしている。燃料サイクルシステムの検討では、これまで開発を進めてきた湿式再処理法(PUREX法)、ペレット燃料製造法の合理化を図るとともに、新たに乾式再処理法、振動充填燃料製造法等を対象に、技術的成立性、経済性などを評価した。これまでの検討の結果、各候補概念に対する技術的成立性の見通しと間題解決の方向性が示されていることから、2000年度に継続して詳細検討を実施することとしている。2000年度には、これら各システムの整合性を考慮して、FBRサイクルとしての総合評価を行い、実用化候補概念の抽出を行う。

報告書

乾式リサイクルシステム物流システムの構築

掛樋 勲; 戸澤 克弘; 松本 俊一; 田中 健哉; 吉氏 崇弘*

JNC-TN9400 2000-053, 99 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-053.pdf:7.47MB

本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ移送するバッチ処理システムである。このため、工程間の燃料移送はハンドリングロボットを用いて自動化された物流システムで行う。本研究では、米国アルゴンヌ国立研究所(ANL)の金属燃料プロセスを例に、乾式プロセスのロボットによる自動化操業システムについて、ロボットの必要機能、ロボットと工程機器の相互の操作性、動作・移送時間等の観点でシステム評価を行った。評価は、プロセス機器、機器動作、プロセス移送物及びハンドリングロボット機能の現実化したモデルをシミュレーションコードに組み込んで、ロボットによるプロセス操業をシミュレーションする、バーチャルエンジニアリング手法を適用して行い、ロボットによる乾式プロセス物流操作の現実性を示した。またプロセス設計、技術開発の進捗による、より実際的で、合理的な乾式システムの物流システム構築の課題を摘出して示した。

報告書

種々の炉心概念に関するMA消滅特性の整理

大木 繁夫; 岩井 武彦*; 神 智之*

JNC-TN9400 2000-080, 532 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-080.pdf:14.98MB

実用化戦略調査研究で検討対象となっている冷却材及び燃料形態の異なる高速炉について、実用化高速炉の資源有効利用性及び環境負荷低減性を評価するための基礎データを得るために、マイナーアクチニド核種(Minor Actinide nuclides,MA)の消滅特性解析を行った。対象炉心は、1)ナトリウム冷却酸化物燃料炉心、2)鉛冷却窒化物燃料炉心(BREST-300)、3)炭酸ガス冷却酸化物燃料炉心(ETGBR)、4)鉛冷却酸化物燃料炉心、5)ナトリウム冷却窒化物燃料炉心(Heボンド、Naボンド)、6)ナトリウム冷却金属燃料炉心である。冷却材及び燃料形態とMA消滅特性の関係について次の結果が得られた。・MA変換率には燃料形態に関して「酸化物$$<$$金属$$<$$窒化物」の大小関係が見られる。窒化物燃料及び金属燃料は酸化物燃料に比べ中性子束レベルが高くなることがMA変換率向上の主要因である。・冷却材種別に関してはMA変換率に「鉛$$<$$ナトリウム$$sim$$炭酸ガス」の関係が見られたが、これらの炉心間では炉出力等の炉心基本特性、炉心設計思想が統一されていないことから、違いが冷却材に起因するのか炉心設計に起因するのか明らかでない。・上述の燃料形態及び冷却材の違いによるMA消滅特性の変化度合いは比較的小さい。

報告書

金属燃料の照射挙動及び設計評価用モデルに関する調査・研究

石井 徹哉; 浅賀 健男

JNC-TN9400 2000-031, 15 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-031.pdf:0.53MB

実用化戦略調査研究において金属燃料の実用性を検討するため、既存の知見に基づき金属燃料の照射挙動及び設計評価用モデルに関する検討を行うこととした。これに関し、金属燃料については、主として米国ANLにて行われた研究により、照射挙動の把握、検討が行われている。そこで、今回、金属燃料の機械設計を行う上で必要となる以下の項目・被覆管の変形量・燃料の変形量・FPガス放出量・ボンドNa液面変化量・FCCIによる被覆管減肉量について、既存知見をもとにした評価手法の検討を行った。

報告書

MA及びLLFPのリサイクルによる高速炉サイクルでの平衡炉心の検討 (II) - LLFPの元素分離による炉内閉じ込めの検討 -

水谷 昭彦; 庄野 彰; 石川 真

JNC-TN9400 2000-013, 66 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-013.pdf:1.97MB

これまで高速炉を中核とする核燃料リサイクルシステムにおける、自己完結型システムの炉心概念検討を行ってきた。このシステムは、自身の炉で生成されるMA(Minor Actinide)及びLLFP(Long-Lived Fission Product)をリサイクルし、炉内に閉じ込めることによってそれら核種の消滅をはかるというものであり、「平衡炉心」概念と呼ばれるものである。しかしながら、前回までの検討では、LLFPは同位体分離を仮定することによって炉心にリサイクルされており、同位体分離の技術的困難さも相まって、核燃料サイクルシステムの経済性という観点からは現実的な検討にはなっていない。本解析では、酸化物、窒化物、及び金属燃料に対して、LLFPの分離をこれまで仮定していた同位体分離から元素分離に変更して、「平衡炉心」概念の実現可能性を評価する。すなわち、これまで同位体分離を仮定して炉内に閉じ込めていた7つのLLFP核種(79Se,93Zr,99Tc,107Pd,126Sn,129I及び135Cs)のうち、どれだけの核種を元素分離により炉内に閉じ込めて「平衡炉心」を成立させることが可能であるか、核特性の観点より検討を行うものである。この報告書では、地層処分のリスク及びLLFPの炉内閉じ込め許容量、という2つの観点から、同位体分離及び元素分離を核種毎に組み合わせたさまざまなLLFP消滅の組み合わせに対して、平衡炉心の核特性評価を行う。抵抗係数の大きさから見積もられた地層処分リスクの観点から、そのリスクを負っている順にTc、I及びSeの3核種であれば元素分離によって、酸化物燃料炉心でも「平衡炉心」に閉じ込められる可能性がある。他方、LLFPを可能な限り炉内に閉じ込めるという観点からは、Pd及びZrを除く5核種のLLFP(Tc,I,Se,Sn及びCs)であれば窒化物燃料炉心を用いた場合において、核特性を損なわずに元素分離によって炉心に閉じ込めた「平衡炉心」成立の可能性がある。

論文

A Proposal of benchmark calculation on reactor physics for metallic fueled and MOX fueled LMFBR based upon mock-up experiment at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02

高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB$$_{4}$$Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、$$^{238}$$Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。

論文

Experiments and analyses on fuel expansion and bowing reactivity worth in mock-up cores of metallic fueled fast reactors at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 板東 勝*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.902 - 913, 1999/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.55(Nuclear Science & Technology)

FCAの金属燃料高速炉模擬炉心において軸方向燃料膨張及び径方向燃料湾曲を模擬し、反応度価値を測定した。実験と計算の比較から、一次摂動理論と厳密摂動理論の双方について適用性を評価した。軸方向燃料膨張に関しては、一次摂動と厳密摂動の双方ともに実験値に対して10~20%小さな値を示すことがわかった。この過小評価の傾向はプルトニウムサンプル反応度価値の軸方向C/E値分布の傾向と一致することを示した。径方向燃料湾曲に関しては、一次摂動は厳密摂動に比べて10%程度大きな値を示すことがわかった。軸方向にみて炉心中央近辺では厳密摂動による計算は実験と良く一致するが、炉心の軸方向端面近辺では10%以上の過小評価となることがわかった。

論文

Measurements of reaction rate ratios as indices of breeding performance in mock-up cores of FCA simulating metallic-fueled LMFBR and MOX-fueled LMFBR

桜井 健; 根本 龍男*; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

Journal of the Physical Society of Japan, 36(8), p.661 - 670, 1999/08

日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置FCAにおいて、高速増殖炉の増殖性能指標として重要な$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比(C8/F9)と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比(C8/F5)の測定と解析を行った。測定は2つの金属燃料高速炉模擬体系と1つのMOX燃料高速炉模擬体系において、核分裂箔を用いた箔放射化法により行った。解析はJENDL3.2核データライブラリーを用いて行った。計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては0.99~1.02であり、C8/F5に関しては1.0~1.03であった。さらに、京都大学研究炉の重水設備の標準熱中性子場において、C8とF5反応率を測定した。箔放射化法自体の実験精度の確認を目的として、測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。その結果、C8及びF5反応率の測定値は、いずれも基準値と1.5%以内でよく一致した。

論文

Studies on pyrochemical reprocessing for metallic and nitride fuels; Behavior of transuranium elements in LiCl-KCl/liquid metal systems

坂村 義治*; 井上 正*; 白井 理; 岩井 孝; 荒井 康夫; 鈴木 康文

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

金属及び窒化物燃料用に開発されている高温化学再処理に関する研究の一環として、LiCl-KCl/液体金属系での超ウラン元素の挙動を調べた。ここではLiCl-KCl/液体Bi系でのNpの挙動に関する実験と、LiCl-KCl/液体Cd系でのPu及びAmの挙動に関する実験を行った。前者の実験では、液体Bi中へのNpの固溶度と過剰部分モル自由エネルギーを求めた。後者の実験では、液体Cd中でのPuの活量係数及びPuとAmの分配係数を評価したほか、溶融塩中においてAmが還元条件下ではII価で存在することを示した。さらにNp/Np(III)及びPu/Pu(III)の標準電極電位を決定したほか、得られた実験結果を用いて、LiCl-KCl/液体金属系中でのアクチノイドとランタノイドのふるまいについて、熱力学的側面から議論した。

論文

Experiments and analyses on sodium void reactivity worth in mock-up cores of metallic fueled and MOX fueled fast reactors at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 安藤 真樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(4), p.264 - 277, 1998/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.1(Nuclear Science & Technology)

FCAにおいて金属燃料高速炉及びMOX燃料高速炉におけるナトリウムボイド反応度価値を測定し、計算精度を非漏洩項と漏洩項に分けて検討した。非漏洩項に関しては、JENDL-3.2は実験と良い一致を示し、金属燃料と酸化物燃料は中性子スペクトルが大幅に異なるのにも関らず計算精度の相違は見られなかった。しかし、ボイド領域がプルトニウムと濃縮ウランで構成されている場合は、JENDL-3.2は非漏洩項を約7%過大評価した。さらに、プルトニウムの同位体組成の効果も検討した。漏洩項に関しては、計算精度はセルに占めるボイドの割合で異なることが分かった。ブノアの理論に基づく方向別拡散係数の妥当性を燃料板の方向を換えることによって検証した。さらに、ナトリウムボイド反応度低減のためにナトリウムプレナムを備えた高速炉の設計概念についても計算精度を検証した。

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。

論文

長寿命核種消滅用燃料

鈴木 康文

日本原子力産業会議動力炉燃料・材料ガイドブック, 0, p.284 - 286, 1998/00

将来の展開に向けた新型燃料開発の分野で、長寿命核種を消滅させるための燃料の開発状況を概説する。マイナーアクチニド及び長半減期FPの消滅の意義及び手法について紹介するとともに、酸化物、金属、窒化物に分けてマイナーアクチニド消滅用の燃料の開発状況を解説する。またTc-99等の消滅についても簡単に紹介する。

報告書

先進湿式MOXプラントのコスト評価

紙谷 正仁; 小島 久雄

PNC-TN8410 97-220, 33 Pages, 1997/12

PNC-TN8410-97-220.pdf:1.63MB

動燃では、PUREX法をベースとした低除染再処理と簡易な燃料製造法からなる「先進湿式MOX」の概念を提案している。これは再処理/燃料製造/炉の設計境界条件を大幅に合理化あるいは変更し、湿式MOXサイクルを金属燃料サイクル並の簡素なサイクルに変更しようという構想である。この概念では、核燃料物質を低除染でリサイクルすることで抜本的な再処理の簡素化を行う。これに伴って燃料製造工程も遠隔保守セル構造となることから、再処理・燃料製造を一体化した施設内に配置し、廃液処理設備やユーティリティ等を共有することで設備合理化を図る。本報告は、こうした基本コンセプトのもとに施設概念を構築し、建設費の評価を行った結果をまとめたものである。建設費の評価は、現行技術で建設した場合の「現行プラント」、現在継続されているR&Dを反映し、現行の高除染サイクル技術を高度化した場合の「基準プラント」、先進湿式MOXの概念を採用した場合の「先進プラント」の各ケースについて行った。その結果、現行プラント(処理能力;50/y)の建設費を1した場合、基準プラント(50/y)、先進プラント(100t/y及び50/y)の建設費は、それぞれ0.60,0.66,0.50と評価された。

報告書

高速炉臨界集合体FCAにおける増殖性能指標$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比の測定と解析

桜井 健; 根本 龍男

JAERI-Research 95-054, 36 Pages, 1995/08

JAERI-Research-95-054.pdf:1.41MB

原研FCAに構築した1つのMOX燃料高速炉模擬体系と2つの金属燃料高速炉模擬体系において、増殖性能指標として重要な$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比(C8/F9)と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比(C8/F5)の測定を箔放射化法により行い、セル平均の反応率比を実験誤差2~3%(1$$sigma$$)で求めた。解析はJENDL3.2核データライブラリーに基づくJFS3-J3.2群定数セットを用いて行った。さらに、用いた箔放射化自体の実験精度の確認を目的として、京都大学研究炉重水設備の標準熱中性子場においてC8とF5反応率を実験誤差1~1.5%で測定した。測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。FCAの3つの模擬炉心いずれにおいても、計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては1.01~0.99であり、C8/F5に関しては1.02~1.01であった。標準熱中性子場におけるC8及びF5反応率の測定値は、それぞれ基準値と実験誤差内で一致した。

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。

34 件中 1件目~20件目を表示