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論文

Benchmark experiment for physics parameters of nitride fuel LMFBR at FCA

飯島 進; 安藤 真樹; 大井川 宏之

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/10

FCAにおいて、窒化物燃料高速炉模擬実験を実施した。測定したNaボイド反応度価値やPu,B$$_{4}$$C反応度価値をこれまでにFCAで実施した金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬実験の結果と比較するとともに、これらの炉物理量の計算精度を評価したベンチマーク試験を行った。計算はJENDL-3.2及び当研究グループで開発した高速炉炉物理特性計算コードシステムを用いて行った。Pu及びB$$_{4}$$C反応度価値は、炉心間の相違は小さく、計算精度も良く似た傾向を示した。一方、Naボイド反応度価値は、窒化物燃料炉心の値が他の炉心のものと比べて小さくなる特性を示した。計算は10%程度の相違で、各炉心のNaボイド反応度価値を評価した。

報告書

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC-TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

報告書

核設計基本データベースの整備(XII) - FCAX-1実験解析及び炉定数調整計算による整合性評価 ‐

横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 真; 飯島 進*; 大井川 宏之*

JNC-TY9400 2000-006, 162 Pages, 2000/04

JNC-TY9400-2000-006.pdf:4.57MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得ている。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。その一環として、サイクル機構と原研は共同研究として、平成9年度から平成11年度にかけて、日本原子力研究所のFCA実験データの整備を行った。これまでに、FCAXVII-1炉心の臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラ一反応度価値の解析を行っており、本報告書では、サイクル機構の解析手法を用いたFCAX-1炉心の臨界性C/E値の評価、及び、感度解析の結果を報告する。また、FCAXVII-1炉心のNaボイド反応度価値については、原研の解析手法による結果とサイクル機構の解析手法による結果に有意な差が見られていたので、感度解析を用いた詳細な検討を行った。この結果、実効断面積作成手法の違いがNaボイド反応度価値の解析結果に差を与えていたことが分かった。更に、今回整備されたFCA炉心の実験データとこれまでに整備されてきたJUPITER炉心の実験解析を用いた炉定数調整計算を行い、両炉心の実験解析結果の炉物理的整合性評価を行った。

報告書

核設計基本データベースの整備(XI) ‐ 高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析 -

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC-TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

報告書

FCAを用いた窒化物燃料高速炉の模擬実験及び解析

安藤 真樹; 飯島 進; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 大井川 宏之

JAERI-Research 2000-017, p.36 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-017.pdf:1.48MB

窒化物燃料高速炉の核特性に対する計算精度評価を目的としてFCAを用いた模擬実験を行った。本研究では、臨界性他の特性量に関してFCAの高速炉標準解析手法を用い標準解を求め、その予測精度について検討した。実験は、1領域炉心であるFCA XIX-2炉心において行った。解析の結果、臨界性(k$$_{eff}$$)では従来のFCA炉心での解析結果と同程度の予測精度が得られた。Pu燃料板の径方向反応度価値分布では炉心周辺部ほど過大評価となる傾向となった。Naボイド反応度価値の解析では、炉心中心部において約10~20%の過大評価となり、漏洩項が支配的な炉心周辺部においてC/E値が1に近づいた。輸送補正や非漏洩項の計算精度に問題があると考えられる。

報告書

核設計基本データベースの整備(VI) -JUPITER-II実験データ集-

核データベース*

PNC-TN9450 96-052, 694 Pages, 1996/10

PNC-TN9450-96-052.pdf:45.48MB

本報告書は動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reacter)において、1982年から1984年にかけて実施された大型高速炉臨界実験のフェーズ2(JUPITER-2)の実験データをまとめたものである。JUPITER-2実験では電気出力65万kWe級の径方向ブランケットの形状が異なる6つの径方向非均質ベンチマーク炉心が含まれる。本報告書に収録した実験項目は、臨界性、制御棒反応度、反応率分布、Naボイド反応度、サンプル反応度、ドップラー反応度、ゾーン置換反応度、ガンマ線発熱である。 本実験データ集はJUPITER実験の成果を、大型FBR炉心の炉物理研究及び核設計のための基本データベースとして、将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。従って、実験内容を理解するために必要な情報に加えて、実際に実験解析を行うために必要な詳細データをくまなく網羅した。また、本実験データ集に含まれている実験体系あるいはドロワの組成データなどの情報は、ほとんど大洗工学センターの大型計算機あるいはその媒体上に保管されており、今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして入力できるようにした。

報告書

FCA XI-1集合体による大型高速炉臨界実験

大杉 俊隆; 飯島 進; 小圷 龍男; 岡嶋 成晃; 三田 敏男*; 中野 正文

JAERI-M 84-075, 53 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-075.pdf:1.42MB

本報告書は、FCAXI-1集合体にて得られた、サンプルワース、核分裂反応率、ナトリウムボイド効果およびB$$_{4}$$C制御棒反応度評価に関する測定データをまとめたものである。上記の測定データの内、主要なものについては、70群定数セットと拡散あるいは輸送系算コードを用いて解析し併せて報告する。XI-1集合体のテスト領域は、以前にFCAにて実験が行われた各種集合体と比較して、最も軟らかな中性子スペクトルを形成しており、大型高速炉心の炉物理特性を良く模擬していることを測定データにより確認した。

論文

Critical experiments using an axially heterogeneous assembly and their analysis

弘田 実彌; 中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章

Nuclear Science and Engineering, 87, p.252 - 261, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:68.83(Nuclear Science & Technology)

非均質LMFBR炉心の実験的研究を軸方向に非均質構造をもつFCAVII-3集合体を使用して行なった。これらの集合体に挿入された内部ブランケットは組成、配置および厚さにおいて異なるものである。解析にはJAERI-FastセットVersion IIと2次元(R-Z)拡散コードを使用し、輸送効果を評価するためにS$$_{4}$$計算を行なった。計算と実験結果の比較によって、固有値と炉心中のPuサンプル価値は均質集合体では良く再現されるが、非均質集合体では過小評価されることが明らかになった。非均質集合体における$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの捕獲率は、内部ブランケット中では炉心に較べて過小評価されている。非均質および均質集合体間での観測されたNaボイド価値の予測における不一致を解決するためにはさらに研究を行うことが必要である。

報告書

高速炉系における代替構造材核種の核特性実験に関する予備解析

大杉 俊隆; 吉田 弘幸

JAERI-M 83-188, 61 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-188.pdf:1.5MB

本論文では、(1)不銹鋼(AISI316)の代りに代替構造材核種(V、Ni、Ti、Mo、Nb、Cu、Mn)を燃料ピン被覆管、燃料集合体ラッパ管に使用した場合の大型高速炉の臨界性、燃焼特性、増殖性、Naボイド反応度効果に与える影響を検討し、(2)大型高速炉の部分的模擬体系FCA XI-1集合体における代替構造材核種の核特性測定の可能性をNaボイド反応度効果を中心として検討した。上記の核種の中では、V、Ti、Niは臨界性、増殖性、Naボイド反応度効果の観点から不銹鋼と匹敵するかあるいはよりすぐれた構造材であることを示した。同時に、これらの特性は解析に使用した核データの精度に依存するので、構造材の炉物理特性を明確にする積分実験は、上述のすぐれた特性を検証し、かつ、核断面積データを評価するための有用な積分実験となりうることを指摘した。

報告書

非均質炉心高速臨界集合体(ZPPR-7A)における炉物理実験の解析

大杉 俊隆; 宿谷 弘行*; 吉田 弘幸

JAERI-M 83-157, 69 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-157.pdf:2.22MB

非均質高速炉炉心の炉物理特性を評価するに際し、多群断面積作成および原子炉計算の両側面から従来の近似的方法に対する影響を明らかにするため、非均質炉心概念を適用したクリンチリバー増殖炉に関するベンチマーク炉心であるZPPR-7Aでの実験を解析した。解析に用いた基本的炉定数は18群であり、共鳴および空間的自己遮蔽効果を考慮し、SLAROMコードを用いてJFS-3-J2 70群断面積セットから作成した。積分量の計算に用いた基本的方法としては、(1)各ドロワーが無限に配列されているとして縮約した群定数を用いること、(2)R-Z体系に対して拡散理論を適用すること、などである。非均質炉心の内部構造は非常に複雑であることを考慮して、種々の詳細解析法について検討を加えた。それらは、炉心-ブランケットの結合セルに基づく群定数の作成、輸送理論、方向依存拡散係数および3次元拡散理論を使用することなどである。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,8-2; MA核変換関連測定データの体系的整備・評価

横山 賢治; 石川 眞; 沼田 一幸; 宇佐美 晋; 竹田 敏一*

no journal, , 

高速炉炉心設計に反映可能なMA積分実験データベースの構築のため、国内外のMA核変換に関する測定データの整備を行っている。その一環として、ロシアの高速炉臨界実験装置BFS-1及びBFS-2において行われたNp装荷実験のデータを対象に詳細な評価を行い、解析精度と実験データの有用性を評価した結果について報告する。

口頭

Naプレナム付高速炉炉心のNaボイド反応度解析手法の検討

杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代高速炉の性能追求の一環として、炉心上部にNaプレナムを有する高速炉炉心におけるNaボイド反応度の解析手法について検討を行った。具体的には、従来の次世代高速炉炉心に備わっていなかったNaプレナム部に対するBenoistの非等方拡散係数の適用性評価を行った。その結果、Naプレナム部のボイド反応度を十分な精度で解析可能なことが分かり、十分な適用性を有することが確認できた。

口頭

Naプレナム付高速炉炉心のNaボイド反応度解析手法の検討,2; Naプレナム部格子計算における背景断面積の補正

杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代高速炉の性能追求の一環として、炉心上部にNaプレナムを有する高速炉炉心におけるNaボイド反応度の解析手法について検討を継続した。具体的には、前報の多群モンテカルロ法に代わり、連続エネルギーモンテカルロ法を参照解として、前報の解析手法の適用性検討を行った。その結果、Naプレナム部のボイド反応度を参照解に対し負の方向に過大評価することが分かった。この過大評価の要因は、炉心部からNaプレナム部への中性子流入に伴う自己遮蔽の緩和効果であり、Naプレナム部の格子計算における背景断面積の補正により考慮できることが分かった。

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