Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of the next-generation fast reactors

滝野 一夫; 大木 繁夫

JAEA-Data/Code 2023-003, 26 Pages, 2023/05

JAEA-Data-Code-2023-003.pdf:1.66MB

次世代高速炉は、従来炉よりも高い炉心取出燃焼度を目指しているため、炉心核設計の高度化が求められる。そのため、燃焼核特性解析では、計算コストを抑えつつ十分な計算精度が得られる適切な解析条件が必要とされる。そこで、次世代高速炉の燃焼核特性の計算精度に及ぼす解析条件の影響を、中性子エネルギー群、中性子輸送理論、空間メッシュに着目して調査した。本検討では燃焼核特性として、平衡サイクルにおける臨界性、燃焼反応度、制御棒価値、増殖比、集合体単位の出力分布、最大線出力、ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数を取り扱った。検討の結果、エネルギー群を18群とし、拡散近似を用いて1集合体あたり6メッシュ分割して、エネルギー群、空間メッシュ、輸送効果の補正係数を適用することが最適であることが分かった。

線スペクトロメトリーにおける円柱状体積試料のサム効果補正

山田 隆志*; 浅井 雅人; 米沢 仲四郎*; 柿田 和俊*; 平井 昭司*

Radioisotopes, 69(9), p.287 - 297, 2020/09

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.69.287

円柱状体積試料に含まれるCsの定量において、日本の標準的な市販線解析プログラムではサム効果の補正の際に試料体積の効果を適切に考慮していないため、補正が不十分となり、定量値が過小評価となることを確認した。本研究では、一般的なGe検出器に対して試料体積を適切に考慮した実用的なサム効果補正方法を開発して有効性を評価し、誤差1%以下の精度で定量できることを確認した。

Plasticity correction on the stress intensity factor evaluation for underclad cracks under pressurized thermal shock events

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

https://doi.org/10.1115/PVP2016-63486

When conducting structural integrity assessments for reactor pressure vessels (RPVs) under pressurized thermal shock (PTS) events, the stress intensity factor (SIF) is evaluated for an underclad crack which is postulated near the inner surface of RPVs. It is known that cladding made of the stainless steel is a ductile material which is overlay-welded on the inner surface of RPVs for corrosion protection. Therefore, the plasticity of cladding should be considered in the SIF evaluation for a postulated underclad crack. In our previous study, we performed three-dimensional (3D) elastic and elastic-plastic finite element analyses (FEAs) for underclad cracks during PTS transients and discussed the conservatism of a plasticity correction method prescribed in the French code. In this study, additional FEAs were performed to further investigate the plasticity correction on SIF evaluation for underclad cracks. Based on the 3D FEA results, a new plasticity correction method was proposed for Japanese RPVs subjected to PTS events. In addition, the applicability of the new method was verified by studying the effects of the RPV geometry, cladding thickness and several loading conditions. Finally, it is concluded that the newly proposed plasticity correction method can provide a conservative and more rational evaluation on SIFs of underclad cracks in Japanese RPVs.

A Crafty utilization of intermediate-angle neutron scattering and contrast variation by water-exchange to study the microstructure of microbial cellulose

Zhao, Y.; 小泉 智*; 近藤 哲男*

JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.033002_1 - 033002_6, 2015/09

https://doi.org/10.7566/JPSCP.8.033002

Incoherent neutron scattering contribution presents a challenge in the structure characterization of many target materials. In this study, we introduce a method of intermediate angle neutron scattering (IANS) to correct the small angle neutron scattering (SANS) data of the water-swollen microbial cellulose (MC) sample, the system of which has significant incoherent contributions from the water solvent, and we describe the effects that the corrections have on the structural analysis. In order to elucidate the structure, the solvent is changed in situ from protonated water to deuterated water to give different scattering contrast, and this water-exchange process has been followed by time-resolved SANS and IANS simultaneously. Our results show that: (1) after incoherent correction, the structure of MC sample is proved to be invariant with solvents; (2) the scattering intensity depends only on the contrast factor, revealing a two-phase system composed of water-resistant crystalline cellulose phase and hydrated phase; (3) The cellulose crystallites have a constant scattering length density of 2.010cm, determined by the matching point at which the scattering contrast between the two phases is minimum. This value is consistent with that of 1.910cm estimated from its chemical structure.

SPring-8原研軟X線ビームライン挿入光源ID23の位相駆動が誘起する閉軌道変動調査及び補正テーブルの作成

中谷 健; 田中 均*; 高雄 勝*; 安居院 あかね; 吉越 章隆; 竹内 政雄*; 青柳 秀樹*; 大熊 春夫*

JAERI-Tech 2003-048, 29 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-048.pdf:1.14MB

SPring-8原研軟X線ビームライン用挿入光源ID23は高速で位相駆動を行うのでその磁場変動は頻繁に発生する。その影響を抑えることを目的として、軌道変動抑制用補正励磁テーブルの作成を行っている。ビーム軌道変動データとID23の動きの相関を測定し補正テーブルを作成するためのデータを取得したので報告する。

Analyses of PWR spent fuel composition using SCALE and SWAT code systems to find correction factors for criticality safety applications adopting burnup credit

Hee, S. S.*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 野村 靖

JAERI-Research 2000-066, 131 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-066.pdf:6.36MB

同位体組成の計算をオブリハイムPWR型原子炉の26個の使用済燃料サンプル及び7つのPWR型原子炉の55個の使用済燃料サンプルを対象とし、SCALE4.4コードシステムのSAS2Hモジュールで27,44及び238群の断面積ライブラリ、及びSWATコードシステムで107群断面積ライブラリを用いて実施した。オブリハイム原子炉からのサンプルの解析では、幾何形状モデルはSCALE4.4/SAS2HとSWATそれぞれに対して作成した。7つのPWR型原子炉からのサンプルの解析では、SCALE4.4/SAS2Hに既に適用された幾何形状モデルをSWATのモデルに直接変換した。これら4種類の計算結果を測定データと比較した。便宜上、測定値対計算値の比をパラメタとした。この比が1より小さいとき、計算値は測定値よりも1大きく、1に近いと測定との一致がよい。燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価のための多くの重要な核種について、この研究で適用した4つの計算手法は一般的に測定値とよい一致を示した。しかし、さらに細かく見ると、以下の点に気づく: (1)オブリハイムPWR型原子炉の選ばれた16サンプル(26サンプルのうち16サンプルはNd-148法で測定されたが、10サンプルはNd-148法より信頼性の低いCs-137非破壊法で測定された)では、Pu-239及び-241で1より小さな比となった。(2)Am-241とCm-242については、16サンプル及び55サンプルともに、1より大きな比となった。(3)Sm-149は55サンプルで1より大きな比となった。(4)SWATは概してSAS2Hよりも大きな比の値を示した。燃焼度クレジットを取り入れた、最近のPWR燃料などを含めた中性子増倍率の保守的な評価のために、核種組成の計算値に掛ける補正因子を、71サンプル(選択した16サンプルと55サンプルとを併せたもの)の測定値対計算値の比に基づき生成した。

BETA: 実験解析プログラム

加藤 雄一*; 岡嶋 成晃; 桜井 健

JAERI-Data/Code 99-006, 71 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-006.pdf:3.14MB

実験と解析に必要なパラメータを計算するコードBETAを開発した。BETAは、Driven因子、中性子相関実験での空間補正因子(g因子)、随伴中性子束で重みづけたg因子、炉心全体の核分裂率、随伴中性子で重みづけた炉心全体の核分裂率を計算する。また、BETAは、種々の遅発中性子データから実行遅発中性子割合を計算する。これらの計算には、SLAROM,POPLARS,TWOTRAN-IIで得る中性子束、随伴中性子束に用いる。本レポートでは、BETAの入力データ及びJCLに関するマニュアル、計算に必要なファイル、入出力例を示した。

High resolution static imaging system using a cooled CCD camera

松林 政仁; 鶴野 晃; 古平 恒夫; 小林 久夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.107 - 110, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(96)00126-X

JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置は、コリメータ比及び熱中性子束において優れた性能を有している。これらの性能を有効に引出すために高解像静的撮像システムが開発中である。このシステムでは、冷却型CCDカメラを撮像系として使用している。この冷却型CCDカメラは応答の線形性、ダイナミックレンジ及び画像歪みにおいて優れた性能を有しており、静止画像を高精度で撮像可能である。その一方、CCDチップの中性子、線等の放射線に有感であることからチップの保護及びS/N向上の点からも十分な遮蔽は不可欠である。しかしながら光学的レイアウト等の点から十分な遮蔽は困難であり、放射線の影響が画像上にホワイトスポットとして残る。このためホワイトスポットの特徴及び量子ノイズによる揺らぎを考慮したフィルタを作成し、その有効性を実験により確認した。

DANKE: 球,棒,平板に対するダンコフ補正因子モンテカルロ計算プログラム

奥野 浩; 小室 雄一

JAERI-M 94-049, 28 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-049.pdf:0.55MB

燃料棒(あるいは燃料塊)の配列において、隣接する燃料棒(あるいは燃料塊)による吸収のため、共鳴エネルギー領域の中性子束は相当減少する。ダンコフ補正因子は、実効多群断面積を求める際にこの非均質効果を表すのに用いられる。モンテカルロ法を用いてダンコフ補正因子を計算するプログラムMCDANを検討したところ、(1)燃料棒の配列体系において軸方向への中性子の飛行が考慮されていない、(2)MCDANでは中性子発生点を決めるのに、円(または球)内の半径方向に一様乱数を用いているが、これによって燃料表面から余弦分布する保証は得られない、という2点が明らかとなった。このため、これらの点を修正するとともに、板状燃料の配列及び燃料棒の六角格子配列へ適用できるようにMCDANプログラムを拡張した。改良版をDANKEプログラムと名付けた。DANKEは臨界安全性評価コードシステムJACS中の輸送計算用実効断面積作成コードMAIL3.0に組込まれた。本報告には、DANKEプログラムで採用している基礎式、プログラムの使用手引き及び他手法との比較計算を記す。

Application of neutron radiography to visualization and void fraction measurement of air-water two-phase flow in a small diameter tube

日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 米田 憲司*; 藤根 成勲*; 神田 啓治*; 西原 英晃*; 鶴野 晃; 松林 政仁

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.516 - 523, 1993/06

https://doi.org/10.1080/18811248.1993.9734513

中性子ラジオグラフィ(NRG)を用いて、小口径円管内空気-水二相流の可視化とボイド率計測を行った。中性子源にはJRR-3を用い、1.510n/cm・sの熱中性子束により二相流画像をビデオ撮影した。管内の気泡形状とその挙動は明瞭に観察できた。ボイド率計測に際しては、暗電流、シェーディング、線源強度揺らぎ、散乱中性子、電子機器のドリフトの影響を検討し、その補正を行った。散乱中性子については、水層厚さが薄いことから、その影響を無視することができた。これらの補正後の画像輝度と水層厚さには、直線関係が成立し、その校正曲線からボイド率を計算した。得られたボイド率は、ドリフトフラックスモデルにより良好に相関でき、小口径内管内空気-水二相流にも既存のドリフトフラックスモデルが適用可能であることがわかった。以上の結果、狭間隙流路内でのボイド率計測にNRG法が有効であることが示された。