第 10 回炉物理専⾨研究会の開催報告

2023 年 3 ⽉ 27 ⽇
炉物理専⾨研究会担当教員 ⼀同
第１０回炉物理専⾨研究会の開催実績について、以下の通り報告致します。
同研究会における学⽣の発表件数は、近年、減少傾向にある。このため、通常の学会発表／国際会議とは異なる位置づけおよび開催意義の転換を⽬指して、従来とは異なる開催形態を試⾏するチャンスととらえ、令和 4 年度は以下の案３を採⽤し開催した。
案１．令和４年度は開催が予定されていなかったため開催しない。
案２．これまでと同様に開催する。
案３．予稿提出を試⾏的になくし、申込しやすくした形式で開催する。
・夏期セミナーの学⽣発表に近いイメージで、途中成果も歓迎。
（夏期セミナーの若⼿研究会との⼀体化も検討する。）
・研究の背景や⽬的の説明に今まで以上に意識を置いてもらう。
（発表者による研究の理解度向上＋学⽣同⼠学び合い）。
・産業界の若⼿職員等との交流機会の設定も検討する。
研究発表件数は 10 件（そのうち、若⼿ 1 件）となり、例年よりも 2 件少なかったため、セッション構成について⾒直しの余地があるか検討する必要がある。各発表に対する質疑応答は、参加学⽣間で活発に⾏われていた。また、原⼦⼒産業界による業務紹介においても、参加学⽣から業務の背景や詳細について質問が寄せられていたため、今後も内容を⾒直しながら学⽣および産業界の双⽅にとってより有益な機会としたい。また、北⽥部会⻑の提案（炉物理部会第 58 回全体会議、2022/3/13）を踏まえて、炉物理夏期セミナーの学⽣発表セッションとの統合についても、今後、関係者間で検討することとした。
【概要】
１．時期： 2022 年 12 ⽉ 9 ⽇

9：00-16：00

２．形態： Zoom オンライン
３．主催： 炉物理専⾨研究会担当教員⼀同
４．担当： 卞（京⼤）、相澤（東北⼤）、左近（近⼤）、⽵⽥（阪⼤）、⽵澤（⻑岡技⼤）５．予稿： なし
６．プレゼン資料： 部会報に開催報告とともに掲載（同意ありの発表のみ、次葉以降に⽰す）
７．発表件数：学⽣ 9 件、若⼿ 1 件、原⼦⼒産業界からの業務紹介 3 件

８．参加者数：

62 名（そのうち学⽣ 30 名程度）

第 10 回炉物理専⾨研究会プログラム
⽇時︓ 2022 年 12 ⽉ 9 ⽇（⾦） 9:00 〜 16:00
形式︓ Zoom 会議（リモート会議）
参加登録⽅法︓下記 URL へアクセスいただき、必要事項をご登録ください。
https://zoom.us/meeting/register/tJEkd-qppj4pE9xP2oq0CtHW6IbFTOey5TIJ
登録後、ミーティング参加に関する情報の確認メールが届きます。
主催︓ 炉物理専⾨研究会担当教員⼀同【午前の部】
9︓00 開会挨拶（京⼤複合研・卞）
9︓05-10︓25（80 分） セッション１︓炉物理⼀般①（進⾏ 東北⼤・相澤 直⼈）
1-1

⼩型 PWR ⽤ TRISO 燃料に対する燃焼反応度損失の低減に向けた検討
⼭中 健史・⼤阪⼤学 環境エネルギー⼯学科 量⼦エネルギー⼯学コース 学部 4 年

1-2

⾼速炉(常陽)を⽤いたがん治療⽤ Ac-225 製造に関する研究
佐々⽊ 悠⼈・東京都市⼤学⼤学院 総合理⼯学研究科 共同原⼦⼒専攻 修⼠ 2 年

1-3

燃料デブリ⽔中落下時の臨界解析⾼速化に関する研究
三浦 拓也・東京⼯業⼤学原⼦核⼯学コース修⼠ 2 年

休憩 5 分
10︓30-11︓50（80 分） セッション２︓炉物理⼀般②（進⾏ ⻑岡技⼤・⽵澤 宏樹）
2-1

⾼温ガス炉の燃料ブロック内における詳細出⼒分布の予備評価
楠⽊ 捷⽃・九州⼤学⼤学院 ⼯学府 量⼦物理⼯学専攻 修⼠ 1 年

2-2

重⽔低減速炉における集合体集合に伴う反応度減少
篠原 知篤・東京都市⼤学原⼦⼒安全⼯学科４年

2-3

Summary of SMR and Research Reactor design studies in Mongolia
Byambajav Munkhbat・Associate Professor, National University of Mongolia

昼⾷【午後の部】
13︓00-14︓20（80 分） セッション３︓解析⼿法関連（進⾏ 阪⼤・⽵⽥ 敏）
3-1

離散座標法による輻射輸送⽅程式の数値計算におけるガラーキン法による射線効果の低減について
⼤橋 岳 北海道⼤学⼯学部機械知能⼯学科

3-2

核分裂⽣成物の⽣成抑制のための減速材装荷⾼速炉における遺伝的アルゴリズムを⽤いた検討
安⽥ 慎之介 東北⼤学⼤学院 ⼯学研究科

3-3

医療⽤中性⼦照射装置における最適化計算への⼀般化摂動論の適⽤
⼭⽅ 啓太 北海道⼤学 ⼯学院

休憩 5 分
14︓25-14︓50（25 分） セッション４︓炉物理実験関連（進⾏ 近⼤・左近 敦⼠）
4-1

近畿⼤学原⼦炉における BGO 検出器を⽤いた Feynman-α 解析
後藤正樹・近畿⼤学⼤学院総合理⼯学研究科 博⼠前期２年

休憩 5 分14︓55-15︓55（60 分） 原⼦⼒産業界からの業務紹介（進⾏ ⻑岡技⼤・⽵澤 宏樹）
5-1

電⼒中央研究所の業務紹介
佐藤 駿介・電⼒中央研究所

5-2

東芝エネルギーシステムズの業務紹介
吉岡 研⼀・東芝エネルギーシステムズ

5-3

テプコシステムズの炉⼼燃料分野に関わる業務紹介
吉井 貴・テプコシステムズ

16︓00 閉会挨拶（阪⼤・北⽥）2022/12/09 炉物理専⾨研究会

⼩型PWR⽤TRISO燃料に対する燃焼反応度損失の低減に向けた検討
⼤阪⼤学 ⼭中 健史
北⽥ 孝典
⽵⽥ 敏
尾原 正⼈

発表の流れ
背景・⽬的
使⽤燃料組成・計算条件
核種ごとの燃焼反応度損失の低減への寄与
考察
結論と今後の展望
2

背景PWRでは減速材中のホウ素添加より以下のことが必要
ホウ酸リサイクルのためのシステム
運転過渡時、停⽌時のホウ素の監視・調査
流体系メンテナンス時のホウ酸処理・ホウ酸腐⾷によるメンテナンス
設計・運転・保守の簡略化が可能になるので、⼩型PWRではホウ素を減速材に添加せず、安全性の⾼いTRISO燃料を使⽤した検討が進められている*1*2*1:Reactivity Hold-Down Technique for a Soluble Boron Free PWR Using TRISO Particle Fuel
ICONE21-15275, V005T11A003; 6 pages Published Online: February 7, 2014
*2: Conceptual core design of an innovative small PWR utilizing fully ceramic microencapsulated fuelAugust 2014, Pages 63-71 Progress in Nuclear Energy Xiang Dai,XinrongCao ShiheYu,Chenglin Zhu

3背景先⾏研究では、 TRISO燃料にPu240を添加することで燃焼反応度損失の低減が可能ということが確認された*1
添加量

初期と末期のk-infの差

基準

約0.35

基準＋1wt%約0.20

基準＋1.5wt％

約0.15

基準＋2wt％約0.10

ただ、PuからPu240のみを単体で取り出すことは技術上のハードルが⾼いという課題がある*1Reactivity control technique for a pressurized water reactor with an inventive TRISO fuel particle composition
Anwar Hussain*, Cao Xinrong Progress in Nuclear Energy 51 (2009) 742–745

4

⽬的
TRISO燃料に添加することで燃焼反応度損失の低減に寄与する核種がPu240の他にあるのかを明らかにしたい⽬的 TRISO燃料に核種を添加することで、どのように燃焼反応度損失の低減(増倍率の平坦化)に寄与するのかを明らかにし、核分裂性核種と親物質の最適な組み合わせを⾒つける

5

今回使⽤したTRISO燃料
⼩型PWRの炉⼼にTh232を添加したTRISO燃料を使⽤し燃焼解析を⾏っている先⾏研究をベースにTRISO燃料の組成密度を今回は参考にする*1C(1.9g/cm3)
SiC(3.2g/cm3)
0.0535㎝

C(1.1g/cm3)
Kernel(核種を添加する)*1Neutronic Analysis of a PWR-type SMR Core Using Duplex ThO2-UO2 in TRISO Fuel ParticlesJesús
Rosales1,2 , Juan-Luis François1 , and Carlos García26

TRISO燃料に添加する核種
今回はkernelに以下の4つの核種を割合を変化させながら燃料に添加する
U235、Pu、U238、Th232
Puは軽⽔炉の使⽤済み燃料ベースの同位体組成⽐のものを使⽤する(10年保管)*1
Pu238
2%
Pu239
59%
Pu240
27%
Pu241
8%
Pu242
4%
*1東京電⼒(株)福島第⼀原⼦⼒発電所３号機 において⻑期保管した MOX 新燃料の健全性 に係る確認結果について

7

計算条件
今回使⽤した計算体系と、燃料部分に使⽤している核種とその密度を⽰す U235
先⾏研究と同様に燃料部分にTRISO燃料を約3万個添加し、
 燃料:
この部分で均質化している
燃料部分(1200K)
被覆管(600K)
⽔(562K)

0.85cm
1.0cm
1.5cm

 Pu
0.659g/cm3
 U238
 Th232
 Si(0.135g/cm3)
 C(0.429g/cm3)

 被覆管:Zirc4
 境界条件は完全反射
 出⼒は25MW/tの⼀定出⼒
 最⾼燃焼度は52.5GWd/t
 体系はピンセル体系
 輸送計算はNEWT
 燃焼計算はORIGEN
88

影響⽐較の基準の設定
核種が燃焼反応度損失の低減に与える影響を⽐較するために、まず基準を設定し⽐較解析を⾏う以下に基準とする燃料組成、k-inf(無限増倍率)の推移、初期と末端のk-infの差を表すΔk-inf(平坦化の指標)を⽰す
Δk-inf0.12016

PuとU235の⽐較(A)、その考察(B)、その後U238とTh232(C)、その考察(D)の⽐較を⾏う
9(A).PuとU235の平坦化への寄与の⽐較
以下の基準となる組成から、Th232・U238の割合を固定してPuとU235の割合を変化させていくU235を減らし、その分Puの割合を増やす
Δk-infの値を⽐べる

10(A).U235とPuの平坦化への寄与
U235を4wt%減らし代わりにPuを4wt%添加する差が⼤にk-infの推移と、Δk-infの値を以下に⽰す:基準:4wt%添加:8wt%添加添加量

Δk-inf

基準0.12016

基準＋4wt%0.12693

基準＋8wt%0.13282

Pu添加よりもU235の⽅が平坦化に寄与している

⼀般的軽⽔炉ではUO2燃料よりMOX燃料の⽅が平坦になる燃料密度の違いによってU235とPuで平坦化への寄与が異なるのか調べる
11(A).密度の違いによるPuとUの平坦化1
以下の2つの燃料組成の密度によるΔk-infの値の違いを調査する
以下の密度でΔk-infの違いを調査する
密度0.659g/cm3
2.0g/cm3
5.0g/cm3
10.0g/cm3
Uのみの燃料U10％分
Pu添加

12

(A).密度の違いによるPuとUの平坦化2燃料密度の違いによるΔk-infへの影響を以下に⽰す
Uだけの⽅が平坦

PU添加の⽅が平坦

Pu添加
Uのみ

 密度が通常の軽⽔炉に近い
場合はPuの⽅が平坦化に寄与する
 今回の計算のように密度が⼩さい燃料密度ではU235の⽅が平坦化に寄与する(cm3)

以降で密度が⼩さい場合にU235が平坦化に寄与している考察を⾏う

13(A).増倍率の平坦化に寄与すること
増倍率の平坦化とは時間による核分裂性核種の減少を抑えることで達成される

核分裂性核種ｎｎｎ

親物質

核分裂性核種上の関係から(n,f)反応では核分裂性核種が減少し、(n,γ)反応では核分裂性核種が増加していく
親物質の捕獲率
が⼤きい⽅が平坦化に寄与している
巨視的核分裂率14

(B). U235が平坦化する考察12つのk-infの推移を⽐較するために燃料密度0.659g/cm3とした以下の初期組成の親物質の捕獲率の値を⽐較した(巨視的核分裂率で除し規格化)
初期k-inf
1.531(平坦)

U238の捕獲率

初期k-inf
1.419

7.72E-2

U238の捕獲率

8.28E-2

Pu238の捕獲率4.89E-3

Pu240の捕獲率

1.45E-1

上の合計捕獲率

2.33E-1

上の結果では、Pu添加の⽅が平坦化するといえるが結果は逆となった→U235が過剰で、U235の若⼲の低減ではΔk-infが⼩さい可能性がある
15(B). U235が平坦化する考察2初期のk-infを下げるために核分裂性核種の量を全体の10％として、U235とPuの平坦化について⽐較した
①②5％

5％

③90%

:①:②:③

初期k-infΔk-inf①1.30150.4143②1.2778

0.4833③1.26810.5600

差が⼤U235の⽅が平坦化

初期のk-infを⼩さくしてもU235の⽅が平坦化に寄与した
16

(B). U235が平坦化する考察3
U235を5wt%としたときやThがある条件での検討などもしたが、PuよりU235が平坦化に寄与する結果であることを確認している
原因は調査中である

17(C).Th232とU238の平坦化への寄与
以下の基準となる組成から、Pu・U235の割合を固定してTh232とU238の割合を変化させていくU238を減らし、その分Th232の割合を増やす
Δk-infの値を⽐べる

18

(C). Th232とU238の平坦化への寄与
基準からU238を20wt%減らし代わりにTh232を20wt%添加する差が⼤にk-infの推移と、Δk-infの値を以下に⽰す:基準:20wt%添加:40wt%添加

添加量

Δk-inf

基準0.12016

基準＋20wt％

0.12243

基準＋40wt％

0.12669

Th232よりもU238の⽅が平坦化に寄与する
ただ差はわずか19(D). U238が平坦化した考察1
基準と基準から20wt%U238の代わりにTh232を添加した以下の組成の初期組成の親物質の捕獲率を以下に⽰す(巨視的核分裂率で除し規格化)基準(こちらの⽅が平坦)

基準+Th20wt%

U238の捕獲率2.90E-2

U238の捕獲率

2.02E-2

Th232の捕獲率1.10E-2

Th232の捕獲率

1.97E-2

Pu238の捕獲率

1.81E-3

Pu238の捕獲率

1.74E-3

Pu240の捕獲率6.85E-2

Pu240の捕獲率6.76E-2

上の合計捕獲率

1.82E-1

上の合計捕獲率

1.79E-1

20

(D). U238が平坦化した考察2
Th232からできるU233とU238からできるPu239ではη値が異なる
以下に捕獲断⾯積と中性⼦スペクトルを⽰す

わずかにThを20％添加した⽅が両者ともに上に出ており、共鳴での捕獲反応率が⼤きくなっていると考えられる

21

まとめ今回のTRISO燃料均質化では燃料密度が通常の軽⽔炉と⽐べ約10分の1とかなり⼩さい
燃料密度が少ないとU235がPuよりも平坦化に寄与するが原因は調査中である
U238の共鳴での中性⼦捕獲が⼤きくTh232よりも平坦化に寄与する核分裂性核種ではPuよりU235の⽅が、親物質ではTh232よりU238の⽅が燃焼反応度損失の低減に寄与する
22

今後の展望TRISO燃料を使⽤して燃焼反応度損失の低減をするのにはウランが適切であることが分かった

U235の平坦化の理由を明らかにする

今後は、ウランと相性のいい毒物添加を試みていき、さらなる平坦化を⽬指す

23

高温ガス炉の燃料ブロック内における詳細出力分布の予備評価
楠木捷斗1, Irwan Liapto Simanullang1, 藤本望1
1九大院工2022年12月9日 第10回炉物理専門研究会背景 温度分布の重要性

1

高温ガス炉の特徴について
 炉心内で大きな温度差→入口温度：395℃、出口温度：850/950℃
 炉心構造上、炉内温度を直接計測することは困難→解析値によって温度分布を推定する必要性がある
 燃料の健全性や解析精度向上の観点から温度分布は必須

九州大学UIプロジェクト Kyudai Taro,2007

HTTR原子炉圧力容器断面図

背景 温度分布に関する先行研究

2

先行研究
燃料ブロック〇拡散計算を基にした保守的評価[2]－燃料最高温度評価を目的とした評価－径方向は温度が均一であるという仮定→軸方向のみに限定した温度分布の評価[2]N. Fujimoto, et al., JAERI-Tech-2000-091 (2000).

〇モンテカルロ計算を基にした評価[3]制御棒ブロック

反射体（燃料領域）

反射体680
燃料 1050
1段目
減速材 900
燃料 1230
2段目
減速材 1060
燃料 1300
3段目
減速材 1180
4段目 燃料 1320
5段目 減速材 1280
反射体1260

680

840
1020
1160

740

1260

－上記の研究で評価された温度を対象－燃料直後から実効増倍率が1.0未満となる→評価された温度分布が過大評価である可能性の指摘[3]R. Ikeda, et al., JAEA-Technology 2021-015.
九州大学UIプロジェクト Kyudai Taro,2007

背景 出力分布と温度分布の関係

3

熱流力設計の流れ〇核計算による各種物理量の評価－炉内出力分布とフルエンス分布の取得〇解析コードを用いた炉内流量配分の評価－出力分布及びフルエンス分布が必須〇解析コードを用いた温度分布の取得－出力分布及び炉内流量配分が必須

炉心計算
実効増倍率、出力密度分布、フルエンス分布
出力密度分布
燃料温度計算TEMDIM

炉内流量配分計算
流量配分→温度分布の評価には出力分布とフルエンス分布の評価が重要
九州大学UIプロジェクト Kyudai Taro,2007

フルエンス分布FLOWNET

研究目的

4

高精度な核特性評価に向けて
 温度分布評価の見直し
ー物理量の評価領域を細かく区切ることによる詳細な評価ー軸方向のみならず径方向についても考慮→出力分布の詳細な評価に着目
 燃料ブロックごとの影響評価
ー全炉心計算だけでなく燃料ブロックごとでも評価を行う
ー燃料ブロックで得られる出力分布の傾向を全炉心での影響評価に活用

目的
HTTR燃料ブロックを対象に燃料棒当たりの出力分布を詳細に評価する
九州大学UIプロジェクト Kyudai Taro,2007

HTTRの炉心構造

5径方向燃料配置

燃料ブロック

濃縮度配分[1]
濃縮度 [wt.%]
領域 1 領域 2 領域 3 領域 4
1段目

6.7

7.9

9.4

9.9

2段目

5.2

6.3

7.2

7.9

3段目

4.3

5.2

5.96.3

4段目
3.4
3.9
4.3
5段目 九州大学UIプロジェクト Kyudai Taro,20074.8

軸方向燃料配置[1] S. Saito, et al., JAERI-1332 (1994).

解析体系

6解析モデルについて
 解析コード：汎用中性子輸送計算モンテカルロコードMVP3[4] 核データ：JENDL-4.0[5]＆一部核種JENDL-3.3[4]K. Shibata, et al., JAEA-Data/Code 2016-019,(2017).

[5]Y. Nagaya, et al., J.Nucl.Sci.Technol.48(1),1-30,(2011).

 計算諸元 計算体系モデル
 HTTRの33pin燃料ブロックを詳細に模擬した一様温度体系
 全ての燃料棒にタリー領域を設定

ヒストリー数

20000×(1000+10)

燃料濃度6.7[wt.％]BP濃度2.2[wt.%]

燃焼日数660[day]

出力0.2[MW]

燃料温度

1200[K]

BP・減速材温度

1000[K]

境界条件

完全反射

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解析結果

7

燃焼初期における燃料棒ごとの出力比

BP孔出力比の計算式

出力比 =各燃料棒の出力
燃料棒の平均出力 BP周辺の燃料棒は出力が小さい－ホウ素による効果
 燃料ブロックの内側は出力が小さい BP棒－掴み孔によって黒鉛の量が少ない
 平均出力：3.1×10-4[MW/cc]
 最大出力差：0.174
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燃焼0日目における出力比

解析結果

8

燃焼中期・燃焼末期における燃料棒ごとの出力比

BP孔

BP棒

燃焼300日目における出力比

 平均出力：3.1×10-4[MW/cc]
 最大出力差：0.155
九州大学UIプロジェクト Kyudai Taro,2007

燃焼660日目における出力比

 平均出力：3.1×10-4[MW/cc]
 最大出力差：0.089

解析結果

9

BPによる影響評価

BP孔 BPを抜いた場合における解析－その他の計算条件は同じとした
 燃焼による出力の変化はなし
 外側の燃料棒ほど高い出力の傾向－内側平均出力：0.957[MW/cc]－中間平均出力：0.973[MW/cc]－外側平均出力：1.033[MW/cc]
 平均出力：3.1×10-4[MW/cc]
 最大出力差：0.099
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BP孔

燃焼0日目における出力比

結言

10〇現状
－燃焼が進む場合における各燃料棒の出力比の挙動－燃料棒単位での出力比差－燃料ブロック内での径方向出力の挙動〇今後の展望－燃焼による物質量等の変化の調査－燃料ブロックを対象とした径軸方向出力分布の調査－SRACによる計算でも同様の結果が得られるのか－全炉心を対象とした計算

九州大学UIプロジェクト Kyudai Taro,2007