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報告書

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。

報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017Rの作成

横山 賢治; 丸山 修平; 谷中 裕; 大木 繁夫

JAEA-Data/Code 2021-019, 115 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-019.pdf:6.21MB
JAEA-Data-Code-2021-019-appendix(CD-ROM).zip:435.94MB

原子力機構ではこれまでにも高速炉用統合炉定数を作成してきているが、高速炉用統合炉定数ADJ2017の改訂版となるADJ2017Rを作成した。統合炉定数は、高速炉の核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報を統合して炉定数を調整する。ADJ2017Rは、基本的にはADJ2017と同等の性能を持つ統合炉定数であるが、ADJ2017に対して追加検討を行い、以下の二つの点について見直しを行った。一つ目は実験起因不確かさの相関係数(以下、実験相関係数)の評価方法の統一化である。実験相関係数の評価で用いる共通不確かさの評価方法に二つの方法が混在していたことが分かったため、すべての実験データについて実験相関係数を見直し、評価方法を統一した。二つ目は炉定数調整計算に用いる積分実験データについてである。Am-243サンプルの燃焼後組成比の実験データの一つに、実験不確かさが他に比べて極端に小さく不確かさ評価に課題がある可能性が高いことが分かったため、当該実験データを除外して炉定数調整を行った。なお、ADJ2017の作成では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用していたが、ADJ2017Rの作成では一つ除外したので、最終的に採用した積分実験データは619個となる。どちらの見直しについても炉定数調整計算結果に与える影響は小さいが、不確かさ評価方法の説明性や積分実験データとの整合性が向上したと考えられる。

論文

A Validation study of a neutronics design methodology for fast reactors using reaction rate distribution measurements in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.

論文

A Design study on a mixed oxide fuel sodium-cooled fast reactor core partially loading highly concentrated MA-containing metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Tradeoff analysis of metal-fueled fast reactor design concepts

Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

報告書

汎用炉心解析システムMARBLE2の開発

横山 賢治; 神 智之; 平井 康志*; 羽様 平

JAEA-Data/Code 2015-009, 120 Pages, 2015/07

JAEA-Data-Code-2015-009.pdf:1.93MB

汎用炉心解析システムMARBLEの第2版であるMARBLE2を開発した。MARBLE2では第1版(MARBLE1)で開発した基盤技術を利用して各種の機能拡張を行った。MARBLE1では導入できていなかった従来システム(JOINT-FR、SAGEP-FR)の機能を導入し、従来システムのほぼ全ての解析機能を統一されたユーザインターフェースを持つMARBLE上のサブシステムSCHEME上で実行できるようになった。特にMARBLE2では、MARBLE1では対応できていなかった感度解析にも対応できるようになった。また、将来の拡張性や柔軟性を確保するために、独自ソルバーの開発や改良を行った。更に、原子力機構で開発された解析コードやライブラリを導入し、同様にSCHEME上で利用できるように整備した。その他、外部機関で開発された解析コード等も必要に応じて導入した。これにより、$$gamma$$線計算や発熱計算等が可能となった。また、MARBLE上のもうひとつのサブシステムである高速炉実機燃焼解析システムORPHEUSの改良として、MARBLE1での利用経験をもとに各種の機能拡張や高速化を行いユーザ利便性を向上させた。

論文

Neutronics design of the low aspect ratio tokamak reactor, VECTOR

西谷 健夫; 山内 通則*; 西尾 敏; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1245 - 1249, 2006/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.51(Nuclear Science & Technology)

低アスペクト比(アスペクト比2.3)のトカマクVECTORにおいて、超電導トロイダル磁場コイルの十分な遮蔽と1以上のトリチウム増殖比を確保することを目標に中性子工学設計を行った。増殖ブランケットとして自己冷役型LiPbブランケットを採用した場合、外側にLiPb自己冷役型ブランケットだけでは1以上のトリチウム増殖比は困難であるが、水素化バナジウムを主遮蔽材とする内側ブランケットに約13cm厚のLiPb層を追加することにより、内側超電導トロイダル磁場コイルの遮蔽と、1以上のトリチウム増殖比を同時に満足できることを示した。

報告書

Proceedings of the 11th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions; December 15 - 17, 2003, Tokyo, Japan

榎枝 幹男

JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07

JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB

本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$等のトリチウム放出挙動のモデリング,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$微小球の製造技術開発と物性値研究,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。

報告書

加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究,原子力基礎研究Hl2-031(委託研究)

代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB

本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。

論文

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。

論文

Development of supercritical pressure water cooled solid breeder blanket in JAERI

秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之

プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09

原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。

報告書

知的原子炉設計システム(IRDS)用核設計モジュール及びデータベースアクセスモジュール

久語 輝彦; 土橋 敬一郎*; 中川 正幸; 井戸 勝*

JAERI-Data/Code 2000-011, p.138 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-011.pdf:7.41MB

新型炉の概念設計を支援することを目的として、簡便かつ効率的に核分野の設計及び評価を行うことのできる炉心核設計モジュール及び炉心設計データを格納するデータベースアクセスモジュールを開発した。これらは、知的原子炉設計システムIRDSの一部として機能する。これらの利点として、各種炉型が扱えること、炉心概念の変更に柔軟に対応できること、炉型や設計内容に対応するため汎用解析コードSRACを内蔵していること、さらに短時間かつ容易に解析計算を行うため入出力処理を自動化していること等の機能を有している。これらは、エンジニアリングワークステーション上で動作し、マンマシンインターフェースを充実させている。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、炉心設計データの取り扱い方法等について記したユーザーマニュアルである。

報告書

ニューラルネットワークによる原子炉設計における多次元設計ウィンドウ探索システム

久語 輝彦; 中川 正幸

JAERI-Data/Code 2000-004, p.97 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-004.pdf:10.51MB

原子炉炉心設計において多用されるパラメータサーベイによる設計作業を支援するシステムを開発した。本システムにより、設計ウィンドウ、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得ることができる。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本システムはワークステーション上で稼動し、利用者が容易に入出力処理を行うためのマンマシンインターフェースを充実させた。本報告書は、手法の原理、システム構成、システム使用方法、ニューラルネットワークの学習方法、解析計算に必要な入力変数等を解説したユーザマニュアルである。

論文

Application of neural network to multi-dimensional design window search in reactor core design

久語 輝彦; 中川 正幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(4), p.332 - 343, 1999/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子炉設計では、設計変数の最適な値を決定するため、多数回のパラメータサーベイ計算を要し、通常、多大な計算時間が費やされる。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核及び熱水力設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本手法を高転換型水炉の設計に適用し、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調べ、本手法の原子炉炉心設計における信頼性及び有効性を評価した。その結果、必要に応じて4層構造を用いて過学習を避ければ、安定的に精度よく設計窓を決定できることを示した。

論文

Applicability of design window search procedure using neural network to neutronics

久語 輝彦; 中川 正幸

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.704 - 711, 1998/00

原子炉炉心設計においては、基本的な設計変数の最適な値を決定するため、通常、多数回のパラメータサーベイ計算を要する。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本研究では、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調査し、本手法の信頼性・有効性を評価した。その高転換型重水炉の設計に適用した結果から、学習パラメータを適切に調整すれば、本手法は安定的に精度よく設計ウィンドウを決定できることを示した。

論文

Development of intelligent code system to support conceptual design of nuclear reactor core

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:23.16(Nuclear Science & Technology)

核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。

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

Design and techniques for fusion blanket neutronics experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08

加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。

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