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沖田 将一朗; 深谷 裕司; 後藤 実
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.9 - 16, 2021/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の燃料健全性の観点から、通常運転時の核移動速度を抑制することは非常に重要である。最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布の存在は、設計作業の効率化を可能にする。そこで、本研究では、最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布を得るために、熱設計を考慮したラグランジュ乗数法に基づく新たな手法を提案する。原子力機構が実施した既存の概念設計を対象として、従来設計目標として用いられてきた燃料最高温度を最小化するための出力分布の場合と比較して、最大核移動速度を最小化するために本研究で提案した出力分布から得られる核移動速度は、約10%低い値を示した。
湊 和生
図説造粒; 粒の世界あれこれ, p.131 - 133, 2001/10
微小な粒子を燃料として用いている高温ガス炉の被覆燃料粒子について、その構造,機能,及び製造法の概要を写真を用いながらまとめた。
小手川 洋*
JAERI-Data/Code 96-020, 45 Pages, 1996/06
JAERI-Data-Code-96-020.pdf:1.1MB
100MeVから10GeVまでの高エネルギー陽子入射による、陽子完全静止距離を有する、C、Cu、U-238標的中で発生する体積線源中性子に対して、普通コンクリートと鉄の遮蔽体を通過した中性子と2次
線の線量当量を計算出来る点減衰核積分計算コードPKN-HP及びそのためのデータライブラリーを作成した。典型的な加速器施設の遮蔽体系についてのPKN-HPコードの計算結果を、他の簡易計算法による計算結果及び実験結果と比較することで、コードの有用性を検証した。
湊 和生; 菊地 啓修; 沢 和弘; 飛田 勉; 福田 幸朔
JAERI-Tech 95-056, 45 Pages, 1996/01
高温ガス炉燃料の日米共同照射試験として、原研で開発を進めている燃料コンパクトを米国オークリッジ国立研究所のHFIRで照射し、引き続き照射後試験を同所で実施することが計画された。本報告書は、日米共同HRB-22キャプセル照射試験用の原研燃料の製造プロセス及び照射前特性評価試験について記述したものである。この照射試験用の燃料コンパクトには、被覆燃料粒子のほかに、発熱量の調整のために模擬粒子が含まれていた。照射前特性評価試験は、被覆燃料粒子、模擬粒子及び燃料コンパクトを対象とし、不純物、寸法、密度、露出ウラン率、SiC層破損率などを測定した。また、光学顕微鏡、X線ラジオグラフィ及び走査電子顕微鏡により、燃料を観察した。その結果、これらの燃料コンパクトは、照射試料として適していること及び高い品質であることが明らかになった。
小手川 洋*; 坂本 幸夫; 田中 俊一
JAERI-Data/Code 95-004, 64 Pages, 1995/06
JAERI-Data-Code-95-004.pdf:1.55MB
3次元的に分布した400MeVまでの中性子線源に対して、水、普通コンクリートと鉄の遮蔽体を透過した中性子と2次線の線量当量を計算できる点減衰核積分計算コードPKN-H及びその為のデータライブラリーを作成した。典型的な遮蔽体系についてのPKN-Hコードの計算結果を、1次元輸送計算コードANISN-JR、2次元輸送計算コードDOT4.2、及び3次元連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードMCNPの計算結果と比較したところ、計算精度について実用上良い結果が得られ、コードの有用性が確認された。
角谷 浩享*; 塩田 雅之*; 末富 英一*; 内藤 俶孝; 黒澤 正義
JAERI-Research 95-033, 31 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-033.pdf:0.71MB
有機溶剤を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験は従来、有機溶剤の熱中性子散乱核を用いて解析されてはいない。通常有機溶剤中の水素原子に対する散乱核は軽水中の水素に関するもので代用されている。これは有機溶剤に関して熱中性子散乱断面積の信頼できるデータが存在しなかったためである。そこで有機溶剤TBP(tributyl phosphate)に関する全断面の実験値を再現するような散乱核を作成し、これを用いて32vol%のn-ドデカンの混合液を減速材にもつMOX燃料棒体系の臨界実験を解析した。臨界解析はモンテカルロ法臨界解析コードMULTI-KENO及びMGCL多群定数ライブラリーを用いて行った。新しい散乱核を用いた実効増倍率は従来の結果より小さく、かつ実験値との良い一致を示した。また、軽水の散乱核を用いた従来の解析との差は0.5%
Kと小さかったが、臨界固有値の燃料棒格子幅依存性が改善された。
小手川 洋*; 坂本 幸夫; 中根 佳弘; 富田 賢一*; 黒沢 直弘*
JAERI-Data/Code 94-004, 76 Pages, 1994/07
JAERI-Data-Code-94-004.pdf:2.26MB
中性子線源に対する水、コンクリート、鉄中での中性子と2次線の線量当量を評価するための点減衰積分計算コードPKNをパーソナル・コンピュータで利用するためのパソコン版PKN-pcを作成した。PKN-pcコードでは、14MeVから0.01MeVまでの単色中性子もしくは、
Cfまたは、
Am-Be中性子の点等方線源の集合体で表される体積線源に対し、2次曲面で表現できる3次元体系での水、コンクリート、鉄の単層もしくは、多重層中での中性子と2次線の1cm線量当量計算が可能である。また、簡単操作で対話形式のデータ入力、図形化された体系形状の入力ができる他、図形化された計算結果が数値データと共に得られる機能を有している。
沢 和弘; 中川 繁昭; 湊 和生; 塩沢 周策
JAERI-M 92-175, 34 Pages, 1992/11
高温ガス炉では、極短時間に極端に大きな反応度が投入されない限り、異常時においても燃料温度が断熱的に上昇することはなく、HTTR(高温工学試験研究炉)では、反応度異常時の安全上の判断基準として燃料エンタルピーではなく燃料最高温度を制限している。高温ガス炉燃料の異常時におけるふるまいの研究の一つとして、反応度投入条件下における被覆燃料粒子内温度分布の時間依存挙動の解析を行った。その結果、以下のことが分かった。(1)HTTRの制御棒急速引抜事故のように反応度添加率が大きい場合でも、燃料核から被覆層への熱拡散により燃料核温度は過渡に上昇しない。(2)燃料核最高温度は、バッファ層と第2層間のギャップ幅ガス組成及び開口面積の影響を受ける。
小手川 洋*; 田中 俊一
JAERI-M 91-148, 37 Pages, 1991/09
3次元的に分布した中性子体積線源に対して、水、コンクリート、鉄の遮蔽体を透過した中性子と2次ガンマ線の線量当量を計算できる点減衰核積分計算コードPKN及びそのためのデータライブラリーを作成した。典型的な遮蔽体系についてのPKNコードの計算結果を、1次元輸送計算コードANISN-JR、及び2次元輸送計算コードDOT4.2の計算結果と比較したところ、計算精度について良い結果が得られる事が分かり、コードの適用性が確認された。
茅野 政道; 林 隆; 石川 裕彦; 横川 三津夫
JAERI-M 90-173, 23 Pages, 1990/10
原子炉事故時等の緊急時において、実時間でサイト周辺の風速場及び大気拡散・被曝線量を計算するコードを開発した。計算モデルは、3次元質量保存風速場モデルと大気拡散計算のための粒子拡散モデルである。これらの計算コードは、小型計算機を用いて運用された場合でも迅速な応答が可能となるように、風速場モデルに対して高速の反復計算法(MILUCR法)を、また濃度、線量モデルにカーネル法を導入した。本報告では、数値モデルの内容、計算コードの構成、関連入出力ファイル、計算例を示す。
茅野 政道; 林 隆
日本原子力学会誌, 32(8), p.799 - 802, 1990/08
被引用回数：1 パーセンタイル：40.51(Nuclear Science & Technology)大型の集中監視型緊急時環境放射能予測システムであるSPEEDIの詳細計算に利用されている、移流・拡散方程式の数値計算大気拡散・被爆評価モデルを、小型計算機への導入を目的に高速化、メモリー縮小の改良を行なった結果を示した。主な改良点は、1)ランダムウォークモデルによる拡散計算の導入、2)カーネルデンシティ・エスティメータによる濃度、線量計算、3)濃度・線量寄与値のテーブル化による計算の省略、である。上記改良により、ワークステーション等小型計算機への詳細モデル導入の見通しを得た。
笹本 宣雄
JAERI-M 90-095, 16 Pages, 1990/06
高エネルギー電子加速器の遮蔽設計計算は、通常、点線源に基づく点減衰核法を用いて行われる。現実的で且つ合理的なSPring-8の遮蔽設計を目的として、ガウスールジャンドル数値積分法を用いた、線状線源に基づく点減衰核法の計算式を導出した。SPring-8に対応した8mの長さの線状線源を仮定すると、点線源に基づく線量当量率の約半分の値になることがわかった。
林 君夫; 沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔
JAERI-M 89-162, 83 Pages, 1989/10
本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の一環としての燃料の健全性評価の結果について述べたものである。HTTR燃料の特性を明らかにするため、被覆燃料の粒子の各被覆層の機能について調査検討した。燃料核移動(アメーバ効果)、パラジウムによる炭化ケイ素(SiC)層の腐食による燃料破損についての解析により、HTTR通常運転条件下での燃料の健全性が確保されることを示した。燃料の健全性は、照射健全性試験の良好な結果によって実証された。被覆燃料粒子の破損挙動を考慮して、燃料許容設計限界として、異状な過渡変化時に燃料温度が1600
Cを超えないことと定めた。被覆燃料粒子の異常高温加熱試験の結果により、燃料許容設計限界をこのように定めることの妥当性が確かめられている。
板垣 正文; 阿部 純一*; 栗林 克明*
Nuclear Technology, 78(8), p.140 - 150, 1987/08
炉外中性子検出器の応答は、炉内中性子源分布のみならず減速材の熱中性子吸収の変化にも依存することがある。この例として、「むつ」陸上臨界試験で予想外の大きな検出器応答が測定された。この試験では制御棒パターン変更のつどボロン濃度を変化させて臨界調整しており、ボロンの熱中性子吸収変化に呼応して検出器指示値が変化した。このボロン効果は従来の検出器応答計算法では取り扱うことができない。CrumpとLeeの方法による従来法に対してボロン効果が扱えるように修正を加えた。補正係数を1次元輸送コードANISNにより計算した。新しい計算手法により陸上臨界試験の実測値をよく再現することができた。船用炉や発電用軽水炉への検出器応答計算適用に関して議論がなされる。
下桶 敬則*; 板垣 正文
JAERI-M 86-063, 92 Pages, 1986/03
SCOPERS-2はBWRの炉心特性シミュレーション用に開発されたFLAREプログラムをさらに発展させたプログラムである。SCOPERS-2では、FLAREよりも一般化されたノード方程式を用いており、またFLAREで用いられていた経験的な中性子移動カーネルもより厳密に導出されたものに変更されている。さらに、FLAREのもっていた諸シミュレーション機能が広く拡充されている。これらの結果、計算モデルの信頼性が理論的に裏づけられ、かつBWRのみならずPWRへも適用出来るようになった。本報告書では、SCOPERS-2の機能,物理モデルについて記述すると共に、入力データの作成法について詳細に記述してある。利用者の理解を助ける為にBWRとPWR両方の例題につきサンプル入出力を示してある。新しい中性子移動カーネルの導出についても付録に示してある。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 宮坂 靖彦; 鈴木 正年; 福本 享*; 成田 秀雄*
JAERI-M 86-028, 107 Pages, 1986/03
JRR-3改造炉に設置予定の中性子導管の物理設計及び遮蔽設計のために行われた解析につてまとめた。すなわち、冷中性子導管及び熱中性子導管の出口でのエネルギ-分布及び空間分布を求めた。また導管を囲む遮蔽コンクリ-トの遮蔽効果も評価した。解析計算では、液体水素散乱カ-ネルはYoung-Koppelモデルを、冷中性子源スペクトル及び導管遮蔽にはANISNコ-ドを、導管中の中性子輸送にはMORSEコ-ドを用いた。
赤堀 光雄; 柴 是行
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.466 - 475, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用ThO
および(Th、U)O燃料核の圧縮破壊強度を単純圧縮試験により推定し、その破壊機構に関連して検討した。破壊強度はワイブル分布を仮定して統計処理した。Hertzの接触理論の適用により、妥当な圧縮破壊強度を評価することができ、ThO核では1.7~1.9GPaの値を得た。燃料核の破壊強度と組織との間には密接な関連があり、結晶粒径が小さく、表面が清らかであるほど強度が高くなることがわかった。破壊は、粒径が小さい場合に粒内で、一方大きい場合には粒界で起こるようであった。接触面境界近くの表面、もしくは表面近傍にあるキズなどが破壊の源として働くことがわかった。
Particles, I小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市
JAERI-M 83-200, 34 Pages, 1983/11
Triso被覆低濃縮UO粒子の照射後EPMAを行い、アメーバ効果、UO中のFP析出物・溶質について観察・分析した。著しい核移動を示した粒子の低温側の観察からは、以下の2特徴を見出した。(1)炭素析出相中に、UO核の移動の跡を示す微細粒子が分布していた。これら微細粒子はUOと考えられる。(2)UO核中の気孔および粒界に炭素が析出していた。これらの特徴は炭素の気相輸送モデルによっては説明困難であり、むしろ固相輸送機構を示唆するものである。4d遷移金属合金相としては2種が見出された。1つは小量のTcを含むMo弁相であり、他はRuとSiとを多く含む相である。MoとSiはUO母相中にも見出された。後者の観察から、Triso被覆UO粒子中の照射下の酸素ポテンシアルを議論した。
燃料核の製造山岸 滋; 高橋 良寿; 白鳥 徹雄; 柴 是行
JAERI 1271, 37 Pages, 1981/06
硝酸トリウム溶液にアンモニア水加えてThOゾルを製造し、それに何ら高分子有機物を添加することなく造ったゾル滴をアンモニア性へのヘキソン(メチルイソブチルケトン)および濃アンモニア水中でゲル化し、洗浄、乾燥、焼結してThOの微小球を製造するゾルゲル法を、実験室規模で研究し、製造中の破損率を無視できる方法を確立した。特に、ゲル化工程でのはび入りを抑えるためには、pH制御下で造った固体粒子率の高い原料ゾルを用い、アンモニア濃度の高いアンモニア性ヘキソン中で迅速にゾル滴表面を固化することが必要であることを見出した。その他、焼結ThO微小球の密度が、原料ゾルの性質、洗浄温度、乾燥条件に依存することを見出した。
山岸 滋; 高橋 良寿; 柴 是行
JAERI-M 9477, 26 Pages, 1981/05
ゾルゲル法でThO、(Th、U)Oなどの燃料核を製造する場合の原料ゾルを製造する装置を製作した。この装置は、出発液たる硝酸塩溶液へのアンモニアの添加を、pHを制御しながら自動的に行える能力を備えている。その制御のために、製造容器内の加熱されたゾルの一部を冷たい部分に循環し、そこでゾルのpHをモニターする。循環時間および製造容器とモニター部の温度の変動がモニターしたpHに与える影響を調べ、本装置を用いれば、ゾル製造過程は再現性のあることを確認した。アンモニア注入様式は製造過程に影響を与えること、すなわち、検討したpH領域では、コロイド核形成期にはパルス注入型の方が連続注入型より好ましい結果を与えるが、コロイド成長期にはそれほど影響はないことを明らかにした。その他本装置を用いる場合に当面する問題についても言及している。
