炉物理の研究

第 56 号 (2004 年 1 月)

パ ネ ル デ ィ ス カ ッ シ ョ ン「 核 デ ー タ・炉 物 理 研 究 は 、社 会 に い か に 係 る べ き か 」－今後の活動の方向性に関する提言－

三菱重工業株式会社

炉心技術部

田原義壽

本発表は、炉心の核設計の観点から、炉心設計コードの質を保証するための「標準」と、核データ・炉物理の課題を解決するための「問題解決型システムの構築」についての提言について述べたものである。
炉物理と核データの集大成である炉心核設計コードは、燃料などの変更に伴い発電所設置者により行われる設置許可変更申請の流れの中で、炉心設計の妥当性という観点から認められている。
燃料の開発は、経済性や資源の有効利用から、取出し燃焼度を引き上げる高燃 焼 度 化 （ 39→ 48→ 55GWd/t） や 、 MOX 燃 料 の 導 入 な ど が 行 わ れ て き た が 、炉物理的計算手法の進歩や核データの改良と比べれば照射試験を伴う燃料開発は長期間を要する。
したがって、最新の知見やデータを適時実機炉心設計に反映できる、ハードと切り離した設計コードの認可システムの構築が望ましい。そのためには、コードとしての質の確保を保証する基準である「標準」が必要となる。
この「標準」は、炉心設計コードの性能評価のための基準を定めるものであり、性能を示す報告すべき内容の規定と性能評価を可能とする実際的な実験データやベンチマーク問題などからなるであろう。報告内容は、使用する核データ、基礎的な核パラメータの精度、燃焼特性、炉心核パラメータ、動特性コードにおいては過渡特性などである。
こ れ ら「 標 準 」の 内 容 は 、最 終 的 に は 標 準 委 員 会 で 議 論 ･決 定 さ れ る が 、基 本
的にはその専門集団である炉物理部会と核データ部会においてその詳細が議論され枠組みの概念が構築される事が望まれる。
炉 心 核 設 計 か ら の 炉 物 理・核 デ ー タ の 課 題 の ひ と つ と し て 2 3 8 U 断 面 積 が あ る 。
2 3 8 U は 臨 界 ほ う 素 濃 度 な ど 炉 心 特 性 に 影 響 を お よ ぼ す 。臨 界 実 験 に よ る 格 子 定数 δ 28 の 計 算 値 と の 不 一 致 に 対 す る 補 正 量 が 提 案 さ れ て い る が そ の 根 本 的 原 因は未だ究明されていない。
こ れ ら の 問 題 を 解 決 す る た め に は 、 シ グ マ 委 員 会 WG 間 の 協 力 体 制 の 確 立 、核データセンターを含む民官学の協力体制が必要である。また、核データ・炉物 理 部 会 、さ ら に は 学 会 と し て の「 問 題 解 決 型 シ ス テ ム の 構 築 」が 必 要 で あ り 、今後は両部会による課題検討委員会を設置して検討していくことが望まれる。
活動の出発点としては、実機ベンチマーク問題の設定と核データによる精度評-19-炉物理の研究第 56 号 (2004 年 1 月)

価が役に立つであろう。
今後は、これらの活動の活性化と、基礎に裏づけされた技術による将来のエネルギー開発を目指したい。

日本原子力学会 2003秋の大会

核ﾃﾞｰﾀ・炉物理研究は,社会にいかに係わるべきか―産業界の視点から(3)：今後の活動の方向性に関する提言―

三菱重工業株式会社
炉心技術部 田原義壽
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日本原子力学会 2003秋の大会設置許可と炉物理・核ﾃﾞｰﾀ

経済的・安全・ｸﾘｰﾝなｴﾈﾙｷﾞｰ
設置変更許可計算手法としての炉物理

炉心設計ｺｰﾄﾞ
燃料/炉心/設備変更-20-[発電所設置者による]ﾃﾞｰﾀとしての核断面積2炉物理の研究第 56 号 (2004 年 1 月)

日本原子力学会 2003秋の大会

炉心・燃料高度化と炉物理・核ﾃﾞｰﾀの発展
PWR
1970年代
美浜1号機

1980

1990

2000

39GWd/t燃料

2010

2020

廃棄物低減

48GWd/t燃料-6w/o Gd
55GWd/t燃料-10w/o Gd

経済性向上

更なる高燃焼度

資源の有効利用
MOX燃料
MUFT/SOFOCATE型
差分拡散ｺｰﾄﾞ１D/2D合成

ENDF/B-Ⅲ

THERMOS 型
差分拡散ｺｰﾄﾞ

２D輸送格子計算ｺｰﾄﾞ
更なる高精
３D拡散ﾉｰﾀﾞﾙｺｰﾄﾞ
度・高度化

ENDF/B-Ⅴ

JENDL3.3、ENDF/B-VI

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日本原子力学会 2003秋の大会

最新知見の設計ｺｰﾄﾞへの反映• ﾊｰﾄﾞと切り離したｿﾌﾄとしてのｺｰﾄﾞ認可ｼｽﾃﾑが必要• ｺｰﾄﾞとしての質の確保が必要（一般性、精度）• 炉心設計ｺｰﾄﾞに対する基準である「標準」の策定– 最新のﾃﾞｰﾀや知見の反映を可能とする– 規制側のｺｰﾄﾞ認可を容易にする
波及効果として– 炉物理・核ﾃﾞｰﾀ分野の活動の活性化– 人材の育成4-21-

炉物理の研究第 56 号 (2004 年 1 月)

日本原子力学会 2003秋の大会

炉心設計コードの標準～標準の骨格(１/４)～• 炉心設計ｺｰﾄﾞの性能を示す「報告内容」の規定• 性能評価ができる「信頼できる実験」,「ベンチマーク問題」,参考となる計算結果と誤差評価を提供• 標準は３年に１度最新知見に基づき見直し更新する
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日本原子力学会 2003秋の大会

炉心設計コードの標準～標準で規定する項目(2/4)～• 核ﾃﾞｰﾀ– 使用する核ﾃﾞｰﾀﾗｲﾌﾞﾗﾘ,核ﾃﾞｰﾀの使用方法• 基礎的な核ﾊﾟﾗﾒｰﾀ
– 臨界性：TCA,B&W,WREC,PNL・・・・・– ドップラー：Hellstrand, KRITZ, FCA・・・・・– 温度係数：TCA, KRITZ,・・・・・– ボイド係数 ：BASALA,・・・・・– 制御材等反応度価値：TCA,B&W,WREC,・・・・
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炉物理の研究第 56 号 (2004 年 1 月)

日本原子力学会 2003秋の大会

炉心設計コードの標準～標準で規定する項目(3/4)～• 燃焼特性– PIE解析評価：美浜等公開ﾃﾞｰﾀ• 炉心核ﾊﾟﾗﾒｰﾀ
– 臨界性（ほう素濃度,制御棒の位置など）– 炉内出力分布：IAEA,・・・・・– 燃料棒出力分布 ：Dr.Cho,・・・・• 過渡特性– 過渡実験：SPART,・・・・・– ベンチマーク問題と参照解 ：OECD/NEA/CRP,・・・・・
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日本原子力学会 2003秋の大会

炉心設計コードの標準～標準の作成(4/4)～• 原子力学会 標準委員会• 部会による基準の検討• ベンチマーク問題作成に関する調整(実機データ)– 炉物理部会• 格子計算コード、炉心計算コードの検証に必要な信頼できる臨界実験データの選定と参照解の提供– 核データ部会• 炉心設計に適用できる核データの評価・誤差評価
による性能保証8-23-

炉物理の研究第 56 号 (2004 年 1 月)

日本原子力学会 2003秋の大会

炉心設計からの炉物理・核ﾃﾞｰﾀの課題
238U断面積の不確定性

臨界ほう素濃度予測誤差

TRX、BAPLの格子定数ρ28（ epithermal capture/影響 thermal capture）
原因

熱群断面積？
測定誤差の範囲での再評価

共鳴領域？
Hellstrandの実験解析[測定誤差大（3.5％）]

炉心管理(燃焼度、ﾄﾞｯﾌﾟﾗｰ欠損、核種生成量）

より精度の高い実験/断面積再評価による統一的検討が必要① 広範な格子ﾊﾟﾗﾒｰﾀ
② 高温ﾄﾞｯﾌﾟﾗｰ効果 （原研殿実施中）

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Metallic low-enriched uranium fuel triggered-reconnection experiment (TRX) lattices； Bettis Atomic Power Laboratory (BAPL)

日本原子力学会 2003秋の大会

TRX1炉の238U捕獲反応率比の解析
解析機関

C/E

核ﾃﾞｰﾀ

（注１）

計算ｺｰﾄﾞ

MHI

1.031

JENDL-3.3

L.S.U, ORNL（注２）

1.039

ENDF/B-VI（R3）VITAMIN-B6(199G）
CENTRM(実効共鳴断面積）
XSDRNPM(SN計算）

1.002

ENDF/B-VI（R3）HELIOS Code89G （Epithermalcapture 3.4％減少）

ABB-ATOM/CE、SCANDPOWER（注3）

MCNP-4B（１） BNL-19302 (ENDF-202), “Cross Section Evaluation Working Group Benchmark Specifications”, National Nuclear
Data Center, Brookhaven National Lab. (1974). 測定値ρ28＝1.320±0.021 誤差1.6％（２） M. L. Williams, et al., “ENDF/B-VI Performance for Thermal Reactor Analysis,” Trans. Am. Nucl. Soc. 73, p.420(1995).
（３） B. Fredin, et al., “Processing and Application of ENDF/B-VI in LWRs: Critical Experiments,” Trans. Am. Nucl. Soc.,
73, p.419 (1995).

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日本原子力学会 2003秋の大会

核ﾃﾞｰﾀ・炉物理研究の問題解決型ｼｽﾃﾑの構築• 委員会活動の有機的なｼｽﾃﾑ構築– ｼｸﾞﾏ委員会WG間協力体制ｼｽﾃﾑの構築– 核ﾃﾞｰﾀｾﾝﾀｰを含む民、官、学の協力体制ｼｽﾃﾑ構築• 核ﾃﾞｰﾀ部会･炉物理部会間、さらには学会としての課題抽出解決型ｼｽﾃﾑの構築– 両部会による課題検討委員会の設置– 実機ﾍﾞﾝﾁﾏｰｸ問題の設定と核ﾃﾞｰﾀの精度評価
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日本原子力学会 2003秋の大会

核ﾃﾞｰﾀ

炉物理

基礎に裏付けされた技術による活動の活性化と将来の原子炉の開発-25-12