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論文

Development of fuel temperature calculation code for HTGRs

稲葉 良知; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03

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

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

論文

近代ノード法と不連続因子の基礎

奥村 啓介

日本原子力学会第36回炉物理夏期セミナーテキスト, p.81 - 102, 2004/08

不連続因子を使用する近代ノード法は、近年の商業用軽水炉の炉心特性解析において、広く利用されるようになってきた。これらの基礎理論,数値計算手法,計算結果の例について、初心者向けに解説する。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験,2; 環状型燃料装荷による初臨界達成とその予測法

藤本 望; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

日本原子力学会誌, 42(5), p.458 - 464, 2000/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.3(Nuclear Science & Technology)

HTTRは1998年11月10日の初臨界を達成した。臨界試験においては、環状炉心の核特性を取得するため、炉心外周部から燃料を装荷した。燃料装荷に先立ち、モンテカルロ計算により16$$pm$$1カラムで臨界と予測していたが19カラムで臨界となった。これは炉心外周から燃料を装荷したため臨界付近で実効増倍率の増加が緩やかでありわずかな評価誤差で臨界量が変わることによるものであった。そこで、解析により不純物等のパラメータを調整して臨界量を変化させた炉心の1/M曲線を複数求め、測定値として比較して最小臨界カラム数を求める1/Mはさみうち法を考案した。この方法により初臨界カラム数を精度良く求めることができた。また、モンテカルロ計算についても見直しを行い、全燃料も装荷した炉心で1%$$Delta$$k/k以下の誤差で評価できることを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉炉心解析モデルの改良;過剰反応度に関する検討

藤本 望; 山下 清信

JAERI-Research 99-059, p.43 - 0, 1999/11

JAERI-Research-99-059.pdf:2.51MB

これまで、HTTRの炉心解析モデルについて、VHTRCの実験結果を用いて検証が行われてきた。またモンテカルロコードとの比較に基づき、ゼブラ型反応度調整材の形状及び位置の効果、中性子ストリーミング効果を考慮できるようモデルの改良が進められてきた。さらにこの改良モデルを用いて臨界試験の予備解析が行われてきた。しかしながら臨界試験の結果から、予備解析に用いたモデルでも過剰反応度を過大に評価することが明らかとなった。検討の結果、燃料セルの外径が過大で実際より減速材の黒鉛が多いため柔らかい中性子スペクトルとなり、$$^{235}$$Uの核分裂断面積を大きく評価していることが原因であると考えられた。そこで、燃料セルの外径をこれまでより小さい、燃料棒のピッチによる値とすることにより、臨界試験結果とよく一致する結果を得ることができた。

報告書

MOSRA-Light; ベクトル計算機のための高速3次元中性子拡散ノード法コード

奥村 啓介

JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10

JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB

MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; HTTR核特性解析コードシステムに基づく解析

藤本 望; 野尻 直喜; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-021, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-021.pdf:2.63MB

本報は、HTTR核特性解析コードシステムの炉心解析モデルの改良と、このモデルを用いて行った臨界試験の予備解析結果について報告するものである。解析モデルは、BPの軸方向装荷パターンがゼブラ状であること並びに燃料体内での径方向位置をモデル化できるよう及び制御棒挿入孔等からのストリーミングを考慮できるよう改良した。予備解析では、燃料装荷に伴う実効増倍率の変化、中性子検出器の応答確認、逆増倍係数、制御棒反応度価値、炉停止余裕、動特性パラメータ、中性子束分布及び出力換算係数に関する解析を行った。本報に示した結果は、既に試験計画及び使用前検査に用いている。今後は、この結果と臨界試験結果を比較し、モデル及び試験結果の妥当性の確認を行う計画である。

報告書

SRAC95; 汎用核計算コードシステム

奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎

JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03

JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB

SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。

論文

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$ of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$を室温(21$$^{circ}$$C)と200$$^{circ}$$Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21$$^{circ}$$CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200$$^{circ}$$Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

報告書

FCA XVII-1炉心におけるB$$_{4}$$C及びPu反応度価値の軸方向空間分布の解析

長家 康展; 大野 秋男; 大杉 俊隆

JAERI-Research 95-003, 40 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-003.pdf:1.37MB

高速炉における物質反応度価値の予測精度向上を目的として、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いてB$$_{4}$$C及びPu反応度価値の軸方向空間分布を測定し、その解析を行った。測定に用いられた炉心はXVII-1炉心で、典型的な酸化物燃料炉心である。実験ではこの炉心の中心軸方向にサンプルを挿入して余剰反応度を測定し、サンプルを挿入していないときの余剰反応度との差から反応度価値を求めた。解析はいくつかの計算モデルを用いて行い、その結果を比較した。更にDUO$$_{2}$$燃料板のコーティング剤に含まれている水素の影響、炉心間ギャップの影響、輸送効果、メッシュ効果を調べ、実験値と比較した。B$$_{4}$$C及びPuの場合とも、炉心領域ではよい精度で計算値は実験値と一致するが、ブランケット領域では測定方法及び計算精度改善について検討する必要があることが明らかになった。

報告書

Reactor physics activities in Japan; July, 1992 $$sim$$ July, 1993

炉物理研究委員会

JAERI-M 93-254, 36 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-254.pdf:1.27MB

本報告は、1992年7月$$sim$$1993年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・雑音解析と制御・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌及びレポートに記載された論文である。

論文

Whole core calculations of power reactors by use of Monte Carlo method

中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.692 - 701, 1993/07

 被引用回数:32 パーセンタイル:6.79(Nuclear Science & Technology)

ベクトル化モンテカルロコードを用いて商用PWR及び高速原型炉の全炉心計算を行った。幾何形状は多重格子表現を用いてピンレベルまで正確にモデル化した。計算したパラメータは実効増倍係数、制御棒価値、出力分布等である。多群及び連続エネルギーコードを用いて計算し両者の結果を比較した。小さな分散を達成するため100万の中性子を追跡した。この結果高速ベクトル化コードは実効増倍係数、集合体出力、いくつかの反応度価値を現実的な計算時間で行えることが明らかになったが、従来のスカラーコードではこの様な大規模な問題を解くことは困難である。また目標設計精度を達成するのに必要なヒストリー数を評価し、ピン出力や小さな反応度価値計算のためには1千万オーダーのヒストリーが必要であることを示した。

報告書

Reactor physics activities in Japan; June 1991 $$sim$$ July 1992

炉物理研究委員会

JAERI-M 92-209, 43 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-209.pdf:1.43MB

本報告は、1991年6月$$sim$$1992年7月までの日本における炉物理研究活動をレビューしたものである。レビューの対象とした分野は、核データ評価・計算手法・高速炉・熱中性子炉の物理・新型炉設計・核融合炉ニュートロニクス・臨界安全・遮蔽・放射性廃棄物の消滅処理・国のプログラムである。主たる参考文献は、この期間に出版された雑誌に記載された論文である。

報告書

NEANSCベンチマーク問題「Power Distribution within Assemblies」に対するSRAC及びGMVPによる計算解

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

JAERI-M 92-117, 70 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-117.pdf:1.39MB

MOX燃料、可燃性毒物等の導入によるPWR炉心及び燃料の高度化・多様化により、炉心及び集合体内非均質性が増大する。燃料棒毎の出力分布を評価するために、現行にPWR炉心の非均質詳細メッシュ2次元XY拡散炉心計算と1次元軸方向拡散炉心計算を組み合わせる方法に代わり、集合体計算と3次元粗メッシュ炉心計算を組み合わせ、燃料棒毎の出力分布の再合成を行うことが要求されている。NEANSCの「Power Distribution Within Assemblies」と題するベンチマーク問題の主要な目的は、粗メッシュ炉心計算に基づき詳細メッシュ出力分布の再合成手法の精度を検証することにある。本報告では熱中性子炉系の核計算コードSRAC及び多群モンテカルロコードGMVPによる計算解により、集合体計算手法、粗メッシュ計算手法及びスプライン関数を利用した粗メッシュ炉心計算に基づく再合成手法の計算精度について検討した。

報告書

沸騰水型原子炉の炉心核熱水力特性解析コードCOREBN-BWRの開発

森本 裕一*; 奥村 啓介

JAERI-M 92-068, 107 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-068.pdf:2.79MB

沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コードCOREBN2に、(1)減速材ボイド率を考慮した巨視的断面積計算機能、(2)炉心内流量配分、減速材ボイド分布、熱的余裕計算機能、(3)Halingの原理に基づく炉心燃焼計算機能、(4)炉心、燃料の熱水力に関する情報の管理機能等を追加し、BWR炉心の燃焼解析を可能としたものである。本報告書は、改良にあたり採用した計算モデル、入力データの作成方法、計算の実行方法と入力例についてまとめたものである。

報告書

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心の基本特性評価

森本 裕一*; 奥村 啓介; 石黒 幸雄

JAERI-M 92-067, 35 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-067.pdf:1.06MB

軸方向非均質炉心概念を用いた高転換BWR炉心について、基本的な炉心特性を評価するため、Halingの原理に基づき、熱水力計算と結合した三次元炉心燃焼計算を行った。1.0に近い高い転換比を達成するため、本炉心の実効的な減速材対燃料体積比を0.25程度と小さくし、また、正の冷却材ボイド反応度係数を低減させるため、炉心は軸方向ブランケット部と核分裂性燃料部の多重層として構成される。燃焼解析の結果、冷却材ボイド反応度係数は均質炉に比べて負側へ移行できることを確認した。また、取出し燃焼度を45GWd/tとした場合、提案炉心の核分裂性プルトニウム残存比は1.03となる。

論文

Hexagonal response matrix using symmetries

後藤 頼男

Annals of Nuclear Energy, 18(12), p.705 - 722, 1991/00

 パーセンタイル:100

軽水炉での炉心計算ではより正確な計算法が研究されている。近代ノード法は最も効率の良い計算法の一つであると考えられている。それは経済性、長い燃料サイクル、それから充分長期にわたる燃焼を実現したいためである。これらの要求は六角格子を用いる高温ガス炉や高速炉においても同じである。六角格子の炉心計算を正確に行うため応答行列が開発されているが、境界条件が六角形の一辺で積分したものを利用している。この研究では対称性を十分に考慮して六角形の半辺について境界条件のもとで応答行列が求めることを示した。一様でない入射中性子速についての境界条件とステップ関数で近似する応答行列が計算しうることが示された。

報告書

高転換軽水炉の炉心概念設計

奥村 啓介; 秋江 拓志; 森 貴正; 中川 正幸; 石黒 幸雄

JAERI-M 90-096, 169 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-096.pdf:5.02MB

原研では、在来軽水炉あるいはその延長上の技術を用いて、天然ウランの節約とプルトニウムの利用効率を改善することを目的とし、1984年より高転換軽水炉の研究開発を行ってきた。本報告書は第1期計画(1985~1989年)において実施した炉心概念成立性の検討結果を主として核設計の観点からまとめたものである。核設計に関しては、これまで以下のような種々のタイプの炉心を検討してきた;1)均質稠密格子炉心、2)均質準稠密格子炉心、3)準稠密格子親物質棒スペクトルシフト炉心、4)扁平炉心、5)軸方向非均質炉心。各炉心の燃焼性能と概念成立性を検討するため、定常運転時における炉心燃焼解析と熱水力特性の解析を実施した。その解析結果に基づき、軸方向非均質炉心を原研の参考炉心として選択した。

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