研究代表者

竹田敏一
国立大学法人福井大学附属国際原子力工学研究所(◊✲௦⾲⪅)➉⏣ᩄ୍ 㝃ᒓᅜ㝿ཎᏊຊᕤᏛ◊✲ᡤ

参画機関

国立大学法人福井大学、国立大学法人京都大学、国立大学法人大阪大学、(෌ጤクඛ) ᅜ❧኱Ꮫἲேி㒔኱Ꮫࠊᅜ❧኱Ꮫἲே኱㜰኱ᏛࠊᏛᰯἲே㔠஭Ꮫᅬ⚟஭ᕤᴗ኱Ꮫࠊ

学校法人金井学園福井工業大学、学校法人東京理科大学、独立行政法人産業技術総合研究所、Ꮫᰯἲேᮾி⌮⛉኱Ꮫࠊ⊂❧⾜ᨻἲே⏘ᴗᢏ⾡⥲ྜ◊✲ᡤࠊᅜ❧኱Ꮫἲே኱ศ኱Ꮫࠊ
国立大学法人大分大学、国立大学法人東京大学、国立大学法人北海道大学

研究開発期間ᅜ❧኱Ꮫἲேᮾி኱Ꮫࠊᅜ❧኱Ꮫἲே໭ᾏ㐨኱Ꮫ
平成２１年度～２４年度
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２．研究開発成果
２．１ 炉心・燃料技術に関する研究開発(1) 炉心核設計手法に関する技術開発太径・中空燃料を採用する実用炉に向けた核特性評価手法の確立を目指し、解析値が持つ不確かさ評価手法を確立し、過渡時における 3 次元動特性評価手法を構築し、「もんじゅ」データを利用した検証を行った。
平成 21 年度は国内外の核データ及び計算コードを調査し、核特性解析システムの構築を行った。平成 22 年度は太径・中空ペレット及び 3 次元動特性に対する解析手法の開発と試計算を行うとともに、核特性解析システムの「もんじゅ」や実用炉への適用性評価を実施した。平成 23 年度は、
平成 22 年度までに構築した核特性解析システムを用いてᅗ1

内部ダクトの方向による出力分布「もんじゅ」の炉心性能試験データを解析し、核特性解析手法の妥当性を検証した。平成 24 年度には、これらの全ての結果を取りまとめ、報告書を完成した。成果の例として、内部ダクトの方向による出力分布の変化（図１）と「もんじゅ」反応度フィードバック試験の解析を行った結果(図２)を示す。これらの結果から炉心管理上の留意点を明らかにし、また燃料のギャップ熱伝達係数を低めに調整すると、実測の出力過渡変化を精度よく再現し、開発した 3 次元動特性解析コードは「もんじゅ」及び実用炉の炉心を精度よく解析できることが明らかとなった。

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口頭発表課題(ཷク⪅) ᅜ❧኱Ꮫἲே⚟஭኱Ꮫ〈原子力システム研究開 発 〉「もんじゅ」における高速増殖炉の実用化のための中核的研究開発
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口頭発表課題〈原子力システム研究開 発 〉

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