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報告書

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の$$^{235}$$U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

論文

Conceptual designing of a reduced moderation pressurized water reactor by use of MVP and MVP-BURN

久語 輝彦

Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications, p.821 - 826, 2001/00

複雑形状で強い非均質性を持つシード・ブランケット燃料集合体を採用したPWR炉心の概念設計を、連続エネルギーモンテカルロ法を用いて実施した。MVPコードを用いた多数のパラメータサーベイ計算とMVP-BURNコードを用いた格子燃焼計算によって、現実的な計算時間で転換比、ボイド反応度係数等を精度良く評価することができた。そして、低減速炉RMWR概念に適したシード・ブランケット集合体概念が確立された。

口頭

MOSRA-SRACによるBWR燃料集合体燃焼ベンチマーク計算

小嶋 健介; 奥村 啓介

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、その検証の一環として、可燃性毒物を有するBWR燃料集合体の燃焼計算を対象としたベンチマーク「Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC」の解析を行った。本解析を行うにあたり、本モジュールの体系入力における制限により、ベンチマーク体系の一部を均質化しモデル化する必要性があった。この均質化による影響を含め、本モジュールの適用性を検証するため、連続エネルギーモンテカルロ法を利用するMVP-BURNとの比較を実施した。この結果、本モジュールの同集合体に対する適用性が確認できた。

口頭

炉内温度分布を考慮したHTTR全炉心燃焼計算

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

MVP-BURNを用いて炉内温度分布を考慮したHTTR炉心の燃焼計算を実施した結果、温度分布を考慮することで反応度が燃焼期間を通して約1%$$Delta$$k/k低下すること、炉心全体の$$^{235}$$U物質量が約0.3%変化することが明らかになった。

口頭

モンテカルロ法によるHTTRの全炉心燃焼計算における炉内温度分布の影響評価

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

モンテカルロ法を用いて炉内温度分布を考慮したHTTR炉心の燃焼計算をはじめて実施した結果、温度分布による反応度への影響が確認された。この結果から炉心の核特性を高精度に評価するには温度分布も考慮する必要があることが明らかとなった。

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