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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:33 パーセンタイル:92.49(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

FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(V); FCA XII-2集合体による実験と解析

岡嶋 成晃; 飯島 進; 早瀬 保*; 大部 誠; 小圷 龍男*; 辻 延昌*

JAERI-M 86-016, 51 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-016.pdf:1.2MB

FCA XII-2集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における3番目の炉心であり、厚さ30cmの内部ブランケットを有し、内部ブランケットの厚さの影響を検討するための体系である。測定項目は、(i)臨界性(ii)反応率分布とは反応率比(iii)サンプル反応度価値とナトリウムボイド反応度価値であり、分布測定については軸方向を対象とした。実験結果はJENDL-2と原研における標準的核特性計算手法を用いて解析を行い、軸方向非均質炉心の核特性計算精度について検討した。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の解析

角田 弘和*; 中野 正文; 弘田 実彌

JAERI-M 9091, 50 Pages, 1980/10

JAERI-M-9091.pdf:1.43MB

FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S$$_{N}$$)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。炉定数はJAERI FAST VersionIIから作成した。燃料スランピング体系での核分裂率については、拡散計算はポイド領域のみならず高密度燃料領域でも実験値を再現しない。一方輸送計算はS$$_{4}$$Po近似でも実験値と比較的良く一致する。ポイド領域の拡散係数を変更して用いる修正拡散法は、燃料移動に伴う中性子束分布の変化については、さほどの改善をもたらさない。Puサンプル反応度価値についても、拡散計算では不十分であり、輸送計算によって不一致の改善がなされる。しかし、一部には依然不一致の問題が残り、より詳細な検討が必要である。

報告書

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の測定

中野 正文; 角田 弘和*; 弘田 実彌

JAERI-M 9090, 34 Pages, 1980/09

JAERI-M-9090.pdf:1.06MB

FCA VIII-2集合体による炉心溶融模擬体系において、核分裂率およびサンプル反応度価値を測定し、高速炉の燃料スランピングに伴う中性子束分布の歪みを検討した。実験は燃料移動領域の軸方向位置およびその大きさの異る合計4種類のパターンについて行われた。燃料スランピング領域は炉心中心の3$$times$$3引出し(等価半径9.3cm)である。一連の実験から次のことが明らかになった。I)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布の歪みは最大40%で、その値は高密度燃料領域とポイド領域でほぼ等しい。II)$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U核分裂率分布の歪みは大きくないがポイド領域の外側境界付近で正のピークを示す。III)スペクトルの指標となる核分裂比F8/F5の歪みは燃料移動領域を越えて軸方向ブランケット内までゆるやかに拡がる。IV)Puサンプル反応度価値分布は$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U核分裂率分布と同様の歪みを示す。

報告書

Experimental Study of LMFBR Heterogeneous Core at FCA

中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章; 弘田 実彌

JAERI-M 8117, 18 Pages, 1979/03

JAERI-M-8117.pdf:0.66MB

非均質高速炉心の核特性評価に関する基礎研究としてFcAVII-3集合体により一連の実験を行った。実験体系は炉心中心に盤状の内部ブランケット(IB)を入れた単純形状の円筒炉心であり、IBの組成や厚みを変えて、臨界性、Naポイド効果、サンプル反応度価値、反応率分布等を系統的に測定した。IB中心から炉心中央までのNaポイド効果は、IB内の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$UPu原子数密度の増加とともに減少する傾向が観測されたが、その変化はIBの組成にはあまり敏感ではない。IBの厚さが20cmから40cmに増すと炉心領域のNaポイド効果は約35%の減少を示した。IB厚さ30cmのFcAVII-3-1集合体について、JAERI-Fast VersionII、拡散近似による解析を行い測定値と比較した。計算値は低エネルギに感度の高い$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U(n,$$alpha$$)等をIBで過少評価する。Puサンプル反応度価値の計算値は炉心領域の測定値をよく再現できない。Naポイド効果のC/E値はIBと炉心の境界で20%以上の不連続性を示した。

報告書

HTGRへの$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$U供給を目的としたTh-ブランケットLMFBRの検討

吉田 弘幸; 太田 文夫*

JAERI-M 7763, 60 Pages, 1978/07

JAERI-M-7763.pdf:1.84MB

HTGR-LMFBRからなる共存エネルギー・システムの燃料自給性を満足させるLMFBRを見出すことを目的として、Puおよび$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Uについて良好な増殖性能を有するTh-Blanket LMFBRについての検討を行った。本システムでのHTGRは0.85の転換比を仮定し、LMFBRには1000MWe級conventional two zoned core LMFBR、Axial-parfait heterogeneous core LMFBRを考慮した。本研究の結果、増殖性能(燃料自給性)に加えて、安全性(Na-ボイド係数)、経済性(燃料サイクルコスト)の点から見ても、Axial-parfait heterogeneous core LMFBRが上記共存システムに投入されるLMFBRとして適しているとの結論を得た。

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