燃料自給型ハイブリッド高速炉の成立性評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 燃料自給型ハイブリッド高速炉の成立性評価
• Author/Editor: 小綿 泰樹; 大坪 章
• Author Heading: 小綿 泰樹; 大坪 章
• Publication Date: 1998-07
• Publication Date (W3CDTF): 1998-07
• Alternative Title: Estimation on availability of accelerator-driven fast reactor system
• Periodical title: PNC TN9410 98-077
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 陽子加速器駆動により未臨界高速炉を燃料自給型ハイブリッド高速炉として利用する場合の炉物理的成立性を検討するために、ターゲット部で発生する中性子の炉心内増倍効果および長期サイクル運転を達成できる炉心パラメータを求める解析を行った。炉心内にターゲット領域を設けた炉心で、DORTコードによる輸送計算を簡略的手法と現実的手法の2つで行い、両者の中性子束分布および未臨界増倍率を比較して前者の妥当性を評価した。前者はターゲット部を非増倍領域とした固有値計算、後者はそれを局所中性子源とした未臨界増倍計算である。簡略的な固有値計算では、高速中性子束分布はターゲット部に近い炉心領域ほど未臨界増倍計算のそれに比べて過小評価するが、未臨界増倍率は過大評価する。ターゲット領域を設けたハイブリッド高速炉の炉心拡散・燃焼計算を2DBURNコードで行った。前年度実施した予備解析の炉心条件に比べて炉心体積を約3倍増加させるとともに、加速器駆動のための実効増倍率変化範囲を0.90+-0.05に拡大した。初装荷燃料として10wt\%濃縮ウランと一部にダミー燃料を併用し、取り替え燃料には天然ウランを使用すれば、約40年にわたる燃焼サイクルの達成が可能である。; Availability of proton beam accelerator-driven subcritical fast reactor (ADSFR) system as a fuel-self-supporting type power reactor, has been estimated by a cor neutronic analyses. Multiplication effect of neutrons generated in a target of the subcritical system is investigated by transport calculation. The effect of core parameters are examined by diffusion and burnup calculation with respect to possibility of a long term reactor operation. In a core which surrounds the target region, neutron transport calculation are made using DORT code based on both simple and realistic methods in order to appreciate propriety of the former method by compareing the results calculated by the two methods on a neutron flux distribution and a subcritical multiiiplication factor. THe former method is called general eigen value calculation (EVC) treating the target region as a non-multipling region, and the later is practical subcritical multiplication calculation (SMC) treating it as a local neutron source. The simple EVC underestimates the fast neutron flux as part of the core closer to the target region, but overestimates the subcritical multiplication factor of whole core. The diffusion and burnup calculation are made using 2DBURN code over many cycles in ADSFR core with the target region. The core volume in this calculation is increased by about three times compared with that in the previous preliminary analyses. The variation range of effective multiplication factor (k$_{eff}$) with burnup is enlarged to k$_{eff}$ = 0.90$\pm$ 0.05 necessary to driving an accelerator. It is possible to achieve a long term reactor operation over about 40 years, if 10wt\% enriched uranium and partially dummy assemblies without fuel meat are used for an initial core and natural uranium for an exchange core.
• Source: /PNC-TN9410-98-077.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-98-077.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 陽子加速器駆動により未臨界高速炉を燃料自給型ハイブリッド高速炉として利用する場合の炉物理的成立性を検討するために、ターゲット部で発生する中性子の炉心内増倍効果および長期サイクル運転を達成できる炉心パラメータを求める解析を行った。炉心内にターゲット領域を設けた炉心で、DORTコードによる輸送計算を簡略...