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神 智之*; 大木 繁夫
JNC TN9410 2004-001, 79 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2004-001.pdf:3.33MB
1999年に我が国の評価済み核データライブラリJENDL-3.2をベースとして、軽水炉と高速炉のORIGEN2コード用断面積ライブラリ(ORLIBJ32)が作成されている。その後、2002年にJENDL-3.3が公開されたため、JENDL-3.3をベースとしたORIGEN2用高速炉断面積ライブラリを作成した。ライブラリの作成にはORLIBJ32と同様、「高速炉用ORIGEN2断面積ライブラリ作成ツール」を用いた。JENDL-3.3より作成した327核種の73群無限希釈断面積を対象炉心・領域の中性子スペクトルにより1群に縮約し、ORIGEN2断面積ライブラリ形式で格納した。炉心を構成する主要核種については、共鳴による自己遮蔽効果を考慮した実効断面積を用いた。なお、241Am捕獲反応の核異性体比(g/(g+m))については、最近の核データ研究で得られた知見を反映し、これまでの0.80にかわり0.85を採用した。JENDL-3.3ベースのライブラリ作成対象高速炉は、ORLIBJ32と同様、高速実験炉「常陽」MK-I、原型炉「もんじゅ」、燃料形態(MOX・金属・窒化物)及びPu同位体組成をパラメータとした実証炉級炉心(60万kWe)、商業炉級炉心(130万kWe、MOX燃料)、Pu燃焼炉である。作成したライブラリを用いて燃焼計算を行い、ライブラリの改訂による燃焼計算結果への影響を把握した。
五十嵐 実; 田中 正暁; 木村 暢之; 中根 茂*; 川島 滋代*; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹
JNC TN9400 2003-092, 100 Pages, 2003/11
高サイクル熱疲労の研究は、高速炉における構造健全性の観点で重要である。サイクル機構では高速炉における熱疲労評価手法を確立するために種々の実験及び解析コードの整備を実施している。本報は、T字管水試験による温度・速度場計測を実施した。温度測定の結果から、主/枝配管の運動量比が等しければ、温度変動の周波数特性は無次元化したパワースペクトル密度が一致することがわかった。流速測定の結果から、運動量比が等しければ合流部のフローパターンは一致することがわかった。また伝達関数による熱伝達率の推定から、時間的に一定な熱伝達率により温度変動の流体から構造への伝達は表現できることがわかった。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*
JNC TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。