業務事例−数値解析−原子力分野−炉心特性計算

反応度特性サーベイ計算（その１）

　受動的炉停止能力を高める観点から、様々な炉心型式、炉心形状をサーベイして好適な反応度特性を有する炉心概念、仕様を設定し、ＡＴＷＳ解析等の炉心動特性検討に資することを目的とする。

反応度特性サーベイ計算（その２）

　受動的炉停止能力を高める観点から、様々な炉心型式、炉心形状をサーベイして好適な反応度特性を有する炉心概念、仕様を設定し、ＡＴＷＳ解析等の炉心動特性検討に資することとする。（その２）では、（その１）の検討結果を受けて、冷却材温度係数の低減に有効なナトリウムプレナムの反応度効果についての詳細な検討を行うことを目的とする。

燃焼特性解析作業（１）

　高速炉の燃焼特性解析精度向上のためには、「常陽」の運転データや照射後試験データを用いて、解析モデル及び核データの評価検討及び改良整備を行う必要がある。
　本作業は、「常陽」照射後試験データ等を用いて、燃焼特性解析コード精度検討のための解析を行うことを目的とする。

ＮＰサイクルの反応度特性への影響評価

　１３０万ｋＷｅ級の大型ＭＯＸ炉心及び大型窒化物炉心について、ＮＰサイクルＰｕ燃料を用いた場合の炉心反応特性への影響を評価するために、ＮＰサイクルＰｕ燃料として予想されるＭＡ核種と希土類核種の組成比及び混入割合に対する冷却材温度係数、ドップラー係数等の炉心反応度特性の変動幅を解析し、炉心設計側として、設計対応が可能な組成幅、混入割合限度を検討する。

高速炉のＰｕ及びＭＡ利用特性解析（１）

　高速炉においてプルトニウム（Ｐｕ）、マイナーアクチナイド（ＭＡ：ネプツニウム、アメリシウム、キュウリウム等）及び長半減期の核分裂性物質（テクネチウムー９９、よう素ー１２９等）をよく燃焼させる炉心概念の検討のために、パラメータ解析を実施する。炉心概念としては、プルトニウム専焼高速炉、プルトニウム＋マイナーアクチナイド専焼高速炉、プルトニウム＋マイナーアクチナイド＋長半減期ＦＰ専焼高速炉等を対象とするが今回はプルトニウム専焼高速炉、プルトニウム＋マイナーアクチナイド専焼高速炉の解析を行う。

高速炉のＰｕ及びＭＡ利用特性解析（２）

　高速炉においてプルトニウム（Ｐｕ）、マイナーアクチナイド（ＭＡ：ネプツニウム、アメリシウム、キュウリウム等）を効率よく燃焼させる炉心概念検討のために、パラメータ解析を実施する。今回は、炉心出力３００ＭＷｅクラスで、プルトニウム＋マイナーアクチナイド（希土類の混入も考慮する）燃焼高速炉を対象とする。

ＮＰサイクルの大型炉心特性への影響評価

　１３０万ｋＷｅ級の炉心ＭＯＸ炉心及び大型窒化物炉心について、ＮＰサイクルＰｕ燃料を用いた場合の炉心燃料特性への影響を評価するために、ＮＰサイクルＰｕ燃料として予想されるＭＡ核種と希土類核種の組成比及び混入割合に対する炉心燃料特性の変動幅を解析し、炉心設計側として設計対応が可能な組成幅、混入割合限度を検討する。

高速炉のＰｕ及びＭＡ利用特性解析作業（３）

　高速炉の多様化検討の一環として、Ｐｕを効率よく燃焼させる炉心検討の必要性が世界的に高まっている。 　折しも、ＭＯＸ燃料高速炉でのＰｕ燃焼炉心のベンチマーク計算がＯＥＣＤ／ＮＥＡから提示されている。このベンチマーク計算の中で行う炉心核計算の一部の計算作業を実施することを本件の目的とする。

「常陽」ＭＫ−Ｉ燃料解析作業

　高速炉の燃料特性解析精度向上のためには、「常陽」の運転データや照射後試験データを用いて、解析モデル及び核データの評価検討及び改良整備を行う必要がある。本作業は、「常陽」照射後試験データを用いて燃焼特性解析精度検討のための解析作業を行うことを目的とする。

ＪＥＮＤＬ−３.２を用いた「常陽」燃焼特性計算

　高速炉の燃焼特性解析精度向上のためには、「常陽」の運転データや照射後試験データを用いて、解析モデル及び核データの評価検討及び改良整備を行う必要がある。本作業は、最新の核データライブラリーＪＥＮＤＬ−３.２を用いて、「常陽」ＭＫ−Ｉの燃焼特性計算を行い、燃焼特性解析精度検討に資することを目的とする。

ＭＡ装荷先進的高速炉の核特性計算作業

　先進リサイクルシステムの概念構築に資するため、事業団の提示する原子炉の臨界計算、燃焼計算等を行う。

リサイクル炉心燃料計算作業

　平成６年度よりリサイクル試験炉の炉心選定に関する検討として、マイナーアクチニドの添加が炉心燃料特性に及ぼす影響を評価するためのパラメータサーベイ計算作業を実施する。

新燃料Ｎａ高速炉の解析作業

　新型燃料（窒化物、金属）を用いて、マイナーアクチニド（ＭＡ：ネプツニウム、アメリシウム、キュウリウム等）を効率よく燃焼させる炉心概念の検討のために、パラメータ計算を実施する。炉心概念としては、ＭＡ均質装荷新型燃料炉心、ＵなしＭＡ非均質装荷新型燃料炉心を対象とする。

ＭＡ装荷高速炉の諸量評価用断面積作成作業

　先進的核燃料リサイクルシステムの諸量評価を行うため、各種高速炉のＭＡ核種を装荷した炉心の臨界計算・燃焼計算に基づき、ＯＲＩＧＥＮー２コード用の一群断面積を作成する。

「常陽」燃焼特性の感度解析

　高速炉の燃焼特性解析精度向上のためには、「常陽」の運転データや照射後試験データを用いて、解析モデル及び核データの評価検討及び改良整備を行う必要がある。本作業では、核データの不確かさが「常陽」ＭＫ−Ｉの燃焼特性にどのような影響を与えるかをパラメータ計算（感度解析）により明らかにし、燃焼特性解析精度検討に資することを目的とする。

炉心燃焼特性解析プログラムの整備（３）

　炉心へのマイナーアクチニド（以下ＭＡと省略する）の装荷方法として、炉心燃料集合体内にＭＡ充填ピンを非均質に分散配置する案が有力となっている。炉心燃焼解析コードは基本的に燃料集合体内を均質化して取り扱うものであり、集合体内の異種ピンの組成変化を個別に計算する機能を持っていない。よって、通常燃料ピンに比べて線出力が著しく異なりまた、燃料寿命中に大幅に変化するＭＡピンの組成及び出力変化を計算するコードモジュールを炉心燃焼特性解析コードシステムに追加し、熱流力特性等のリサイクル炉心の検討作業に資する。

アクチニド燃料炉心特性解析作業

　アクチニド燃料炉心において、ドップラー係数改善のための各種手法について、その効果を検討するためにパラメータサーベイを実施する。ドップラー係数改善手法としては、劣化Ｐｕの利用、ＵＯ２内部ブランケットの採用、不活性母材の利用等をベースとする。

リサイクル炉心におけるマイナーアクチニド装荷方法の検討

　炉心へのマイナーアクチニド（以下ＭＡと略称する）の装荷方法として、炉心燃料集合体内にＭＡ充填ピンを非均質に分散配置する案が有力となっている。炉心燃焼解析コードは基本的に燃料集合体内を均質化して取り扱うものであり、集合体内の異種ピンの組成変化を個別に計算する機能を持っていない。よって、通常燃料ピンに比べて線出力が著しく異なり、燃焼寿命中に大幅に変化するＭＡピンの組成および出力変化を計算するコードモジュールを炉心燃焼特性解析コードシステムに追加し、熱流力特性等のリサイクル炉心の検討作業に資する。

実機運転特性データの解析作業

　ＦＢＲ実験炉「常陽」、ＦＢＲ原型炉「もんじゅ」などといった実機の運転特性データ及びＰｕ燃焼炉であるＣＡＰＲＡ炉を解析することにより、核設計基本データベースの構築を図る。本件における解析対象の核特性は臨界性、制御棒価値、燃焼特性値、ドップラー反応度、Ｎａボイド反応度、燃焼による組成変化である。

アクチニド燃焼炉心解析コードの整備・改良に関する作業

　本解析コード整備・改良作業は、当室で行うアクチニド燃焼炉心の検討に関する計算作業、解析コードの整備・改良及びその関連作業を実施し、ＭＡ核種の燃焼及びＰｕ利用の幅広い検討に資することを目的とする。

リサイクル炉心燃焼解析に関する作業

　本解析作業は当室で行う大型炉燃焼解析に関する計算・解析作業、及びその関連作業を実施し、設計研究に資することを目的とする。

窒化物燃料炉心解析作業

　窒化物燃料炉心は将来有望視されている炉心の一つであり、一方、ＭＡ（マイナーアクチニド）燃焼炉心はその処分が問題となるＭＡを有効利用できる炉心で、両者とも今後のＦＢＲ炉物理研究において、解析を行う意義は大きい。本件における解析対象の核特性は臨界性、ドップラー反応度、Ｎａボイド反応度、燃焼特性値、燃焼による組成変化とする。

実機特性データの解析作業

　ＦＢＲ実験炉「常陽」、ＦＢＲ原型炉「もんじゅ」などといった実機の特性データ及びＰｕ燃焼炉としてのＣＡＰＲＡ炉を解析することにより、核設計基本データベースの構築を図る。本件における解析対象の核特性は燃焼反応度、ドップラー反応度、Ｎａボイド反応度、燃焼による組成変化等とする。

実証炉におけるＣＩＴＡＴＩＯＮ詳細三角メッシュ計算

　本件は、実証炉Ｇｒにて設計・評価を実施している実証炉炉心に対してＣＩＴＡＴＩＯＮ詳細三角メッシュ計算を行うものである。なお、作成する計算コードは実証炉炉心より、集合体本数の少ない炉心に対しては適用可能とする。

リサイクル炉炉心設計計算コードの整備及び計算作業

　当室で検討中であるリサイクル炉は、環境への負荷の低減と核不拡散性の強化の観点からＰｕ及びＭＡを完全に回収しつつ、自らの安全性及び経済性を追求している。
　本契約はリサイクル炉炉心設計の精度向上及び効率化を図るために計算コードの整備を行うと共に集合体出力に影響する製作精度を制御棒の運用で吸収できる可能性を検討するために計算作業を行う。

リサイクル炉燃焼特性解析に係わる助勢作業

　設計研究として安全性及び経済性等を追求したリサイクル炉について検討を進めている。本契約では、本年度実施する実用化高速炉の検討に資するデータを蓄積するため、リサイクル炉の燃焼特性・反応度特性等の解析を実施するための助勢作業を実施する。

減速材を用いたＭＡ・ＦＰ燃焼炉心の解析

　高速炉は、高速中性子による核分裂反応が期待できることから本質的にＭＡ消滅には有利であるが、長半減期ＦＰの消滅には中性子捕獲反応が必要となることから、ＺｒＨなどの減速材を用いて中性子を減速し、長半減期ＦＰの消滅効率を向上する概念が提案されている。本件における作業項目は，ＭＡと長半減期ＦＰを効率的に消滅するための減速材を用いた炉心における炉心特性解析、ＭＡ及び長半減期ＦＰ消滅特性解析、反応度係数解析であり、高速炉実用化像構築における炉心概念の明確化に資することを目的とする。

実用炉の反応度特性解析

　経済性（同時代の軽水炉と同等）及び安全性（軽水炉と同等以上）を有するＦＢＲプラント像を幅広く検討するために集合体内ＳＡＳＳ導入炉心及び鉛冷却高速炉の燃焼特性及び反応度特性解析を行い、それらの特性を把握すると共に、集合体内ＳＡＳＳ導入炉心での炉心特性を精度良く計算するために計算コードの整備を行うものである。

「常陽」データベースの整備

　ＦＢＲの-実用化に向けて、多様な高速炉炉心の核設計精度を向上させ、高性能な炉心をより合理的に設計できるようにするためには、これまで実施されてきたＪＵＰＩＴＥＲ実験等の臨界実験解析に加えて、高速実験炉「常陽」等の実機データの解析により得られる炉物理研究の成果を最大限有効に活用することが不可欠である。特に、実機でしか得ることができない燃焼に関するデータは特に重要となる。　本作業は、高速実験炉「常陽」の照射後試験で得られた燃焼データを解析するために必要となる計算コードの改良・整備、及び、それらの計算コードを用いた燃焼データの解析を実施した。

Ｎａ−ＭＯＸ大型高速炉における減速材を用いた核変換特性解析

　高速炉における長半減期核分裂生成物（ＬＬＦＰ）の核変換には、水酸化ジルコニウムなどの減速材を用いて中性子を減速し、低エネルギー領域において反応断面積の増加する中性子捕獲反応を利用する概念が提案されている。
　本件では、実用化高速炉の有望な候補となっているＮａ−ＭＯＸ大型高速炉について、減速材を用いたターゲット集合体によるＬＬＦＰ変換性能を把握するための解析を行い、高速炉実用化像構築における炉心概念の明確化に資する。
　高速炉における長半減期核分裂生成物（ＬＬＦＰ）の核変換には、水酸化ジルコニウムなどの減速材を用いて中性子を減速し、低エネルギー領域において反応断面積の増加する中性子捕獲反応を利用する概念が提案されている。
　本件では、実用化高速炉の有望な候補となっているＮａ−ＭＯＸ中型高速炉について、減速材を用いたターゲット集合体によるＬＬＦＰ変換性能を把握するための解析を行い、高速炉実用化像構築における炉心概念の明確化に資する。

実用炉の反応度特性解析（その２）

　平成１０年度から開始した実用化戦略調査研究においては、様々な冷却材及び燃料形態について、実用化ポテンシャルを評価するために炉心を設定し、その燃焼特性解析、反応度特性解析を実施し、比較検討のための定量的特性データを整備する必要がある。平成１２年度は、平成１１年度に増殖性確保、炉心部ナトリウムボイド反応度低減の観点から選定した径方向非均質炉心、及び平成１１年度に解析評価した鉛冷却ＭＯＸ炉心と同等に設定した鉛冷却窒化物炉心について反応度特性解析を実施し、炉心安全解析用データを整理する。また、効率的な解析作業のために、従来から使用してきた設計計算コードシステム「ＰＥＮＣＩＬ」をパソコン上に移植する。

実用炉の炉心燃焼特性に係る解析作業

　核燃料サイクル開発機構（以下「サイクル機構」という。）では、ＦＢＲサイクル開発戦略調査研究の一環として高速炉の炉心燃料設計研究を進めている。本契約では、本年度実施する高速炉の炉心・燃料検討に資するデータを蓄積するため、多様なオプションの高速炉炉心の燃焼特性・反応度特性等の検討に必要な解析作業を実施する。

低除染・ＴＲＵ燃料炉心の燃焼特性解析

　ＦＢＲサイクル実用化戦略調査研究（Ｆ／Ｓ）では、再処理工程簡素化により不純物核種が燃料に混入した低除染燃料や、プルトニウムとともにマイナーアクチナイドが随伴するいわゆるＴＲＵ燃料を用いた高速炉サイクル概念が検討されている。高速炉の優れた核的性質を利用してこれら不純物の混入した燃料を許容することにより、工程簡略化による経済性向上、並びに長寿命放射性核種であるマイナーアクチナイドの減量を図り、高速炉サイクルシステムに付加価値をつけるのである。Ｆ／Ｓフェーズ�T（平成１１年〜１２年度）における概念検討と候補概念の絞り込みの結果を受け、本年度より開始されるフェーズ�U（平成１３年〜１８年度）では、候補概念のより詳細な設計検討を行い、最終的な実用化候補を絞り込むこととなっている。 　本作業は、低除染・ＴＲＵ燃料を用いた高速炉炉心燃焼特性解析を、フェーズ�Tで得られた技術成果を反映して行うとともに、より詳細なレベルで解析するための計算コードの改良を行った。本件によって得られる結果を、フェーズ�Uにおける炉心概念設計検討に資する。

Ｃｓ−１３５核変換炉心の解析

　ＦＢＲサイクル実用化戦略調査研究（Ｆ／Ｓ）では、実用化高速炉と燃料サイクルシステムの社会的受容性を高めるために、長寿命の放射性核種であるマイナーアクチナイドや核分裂生成物の核変換による減量を検討している。
　長寿命核分裂生成物（ＬＬＦＰ）の核変換については、これまでの検討から、I-129、Tc-99に関しては炉心特性へ大きな影響を与えずに核変換を行える可能性が示されている。しかし、次に重要なＬＬＦＰであるCs-135については、径方向ブランケット位置に装荷した減速材付きターゲット集合体で行う通常の核変換方法では、意味のある核変換率を得ることが難しいことがわかっている。
　そこで、Cs-135の核変換に特化した核変換概念を追及し、実用化高速炉要求仕様範囲でどこまで核変換が可能かを見極めることにした。そのため、本件では、核変換ターゲットの仕様、装荷位置、炉心の高速中性子束化に着目した炉心解析を行った。

ナトリウム炉の反応度特性解析

　FBR実用化戦略調査研究においては、様々な冷却材及び燃料形態について、実用化ポテンシャルを評価するために炉心を設定し、その燃焼特性解析、反応度特性解析を実施している。ナトリウム冷却炉について、平成１３年度は、平成１２年度に増殖性向上、炉心部ナトリウムボイド反応度低減の観点から選定した大型ＭＯＸ・径方向非均質炉心、中型ＭＯＸ・径方向非均質炉心を中心として、その炉心燃料仕様を見直すと共に、反応度特性解析を実施した。また、平成１２年度に、革新的概念としてその炉心燃焼特性概略を解析したダブルハニカム炉心については、反応度特性を中心として更に詳細な分析を行い、炉心安全評価用データを整理した。また、効率的な解析作業のために、従来から使用してきた設計計算コードシステム「ＰＥＮＣＩＬ」の整備を行った。

ナトリウム炉の炉心サーベイ及び反応度特性解析

　ＦＢＲサイクル実用化戦略調査研究においては、様々な冷却材及び燃料形態について、実用化ポテンシャルを評価するために炉心を設定し、その燃焼特性解析、反応度特性解析を実施している。
　ナトリウム冷却炉について、平成１４年度は、大型、中型炉心について、平成１３年度までに設定された基準ＭＯＸ均質炉心と共に、高内部転換型均質炉心を新たに検討する。これらについて、平成１４年度に新たに設定されるＴＲＵリサイクル方式と燃料組成に対する炉心反応度特性を実施する。
　また、長寿命小型金属燃料炉心については、平成１４年度は、反射体方式、制御棒方式の二つの方式の他、受動的安全性の確保方策等、広範な炉心型式についてサーベイする。サーベイ結果により選定した代表炉心については、その炉心反応度特性を解析し、安全解析用データを整理する。
　平成１３年度までに炉心特性を把握したダブルハニカム炉心については、炉心出力、燃料仕様の調整及び炉心解析を実施し、従来型中型均質炉心と炉心特性を比較するためのデータを整理する。

長寿命核分裂生成物基礎データ整備作業

　核変換対象候補と考えられる７種の長寿命核分裂生成物（以下ＬＬＦＰと略す。具体的には；Se79，Zr93，Tc99，Pd107，I129，Sn126，Cs135）について、その核変換特性を同一条件の下で概略検討し、今後のＬＬＦＰ核変換検討のデータベースとする。

高核変換炉心計算作業

　本件は、長寿命放射性核種廃棄物を低減するのに有効な燃料の高燃焼度化追求の一環として、熱処理法を利用して被覆管のみを乗り換え、燃料ミート部はそのまま炉心に再装荷して高燃焼度を達成する概念の核的成立性を検討するための計算作業である。
　長寿命放射性核種廃棄物を低減するのに有効な燃料の高燃焼度化追求の一環として、熱処理法を利用して被覆管のみを乗り換え、燃料ミート部はそのまま炉心に再装荷して高燃焼度を達成する概念の核的成立性及び核的成立条件を検討するための計算作業を行う。

ナトリウム炉の反応度特性解析作業

　ＦＢＲサイクル実用化戦略調査研究（以下、「ＦＳ」と称する）では、様々な冷却材及び燃料形態について実用化ポテンシャルを評価するために炉心を設定し、その燃焼特性解析、反応度特性解析を実施している。
　本作業ではナトリウム冷却炉について、平成１４年度に検討した中型ＭＯＸ高内部転換型炉心を大型炉心とした場合の炉心特性及び炉心反応度特性を解析する。中型ＭＯＸ高内部転換型炉心については、平成１４年度の検討で得た炉心仕様を安全性評価に反映するための炉心反応度特性解析を実施する。これらの結果を、ＦＳフェーズ２中間まとめを開始する本年度上半期中に設計基本データとして整理する。
　長寿命小型金属燃料炉心について、受動的安全性確保のための設定条件や制御棒配置・本数等に係わる広範な炉心特性サーベイを行う。サーベイ結果により選定した代表炉心についてはその炉心反応度特性を解析し、その結果を、ＦＳフェーズ２中間まとめを開始する本年度上半期中に設計基本データとして整理する。
　以上の炉心特性解析には設計計算コードシステムＰＥＮＣＩＬを用いる。
　ＰＥＮＣＩＬについて、現行の燃焼特性計算機能に反応度計算機能を新たに組み込み、反応度特性を含めた炉心特性解析を一貫して行うことができるように機能拡張する。

簡易処理サイクル炉心計算作業

　長寿命放射性核種廃棄物を低減するのに有効な乾式熱処理法を用いた簡易処理サイクルに適合した炉心燃料概念の核的成立性を検討するための計算作業を行う。

実用化戦略調査研究の炉心・燃料設計に係わる解析作業

　実用化戦略調査研究の一環として高速炉の炉心・燃料設計研究を進めている。本契約では、本年度実施する高速炉の炉心・燃料検討に資するデータを蓄積するため、多様なオプションの高速炉炉心の燃焼特性、反応度特性等の検討に必要な解析作業を受注者の裁量と責任において実施し、次の作業内容を完了することを目的とする。

　�@高速炉炉心の燃焼特性・反応度特性・燃料特性解析に必要となる入力データの作成、解析プログラムを使用した計算の実行、出力結果の整理
　�A上記�@の作業に必要な新規プログラムの作成作業
　�B上記�@の作業に必要な既存解析プログラムの改修作業

簡易処理サイクル炉心計算作業（�U）

　長寿命放射性核種廃棄物を低減するのに有効な乾式熱処理法を用いた簡易処理サイクルに適合した炉心燃料概念について、特に軽水炉使用済み燃料の装荷量を拡大することを主眼として核的成立性を検討するための計算作業を行なった。

ナトリウム炉の反応度特性解析作業

　ＦＢＲサイクル実用化戦略調査研究（以下、「ＦＳ」と称する）では、様々な冷却材及び燃料形態について実用化ポテンシャルを評価するために炉心を設定し、その燃焼特性解析、反応度特性解析を実施している。
　本作業では、ＦＳフェーズ２最終まとめを開始する本年度上半期中に必要な設計基本データとして下記項目について整理した。

　（１） ＭＯＸ燃料高内部転換型炉心の反応度特性解析
　（２） ＬＬＦＰ核変換炉心の炉心特性解析
　（３） 長寿命小型金属燃料炉心のサーベイ及び反応度特性解析
　（４） 設計計算コードシステムＰＥＮＣＩＬの機能拡張

簡易処理サイクル炉心計算作業（�V）

　長寿命放射性核種廃棄物を低減するのに有効な簡易熱処理法を用いた複合処理燃料サイクルに適合した炉心燃料概念の核的成立性を検討するための計算作業である。前年度行った「簡易処理サイクル炉心計算作業（�U）」に引き続き、高速炉使用済み燃料の装荷量とリサイクル回数／到達燃焼度の関係を把握することを主目的に計算作業を行なった。

分離変換システム概念構築のための解析作業

　本作業は、分離核変換の基礎・基盤研究で目標としている革新的リサイクルシステム概念の構築に向け必要とされる、以下の各作業をする。

　�@ 分離変換データベース・システムの運用・管理および機能整備
　�A 分離変換システム概念に関する情報収集
　�B 長寿命核種の利用技術開発に関する情報収集
　�C 放射能の有害度評価及び評価ツールの機能整備
　�D 長寿命核種の核変換炉心の解析
　�E グループ内計算機の運用・維持
　�F グループの研究開発の推進

実用化戦略調査研究の炉心・燃料設計に係わる解析作業

　実用化戦略調査研究の一環として高速炉の炉心・燃料設計研究を進めている。本契約では、本年度実施する高速炉の炉心・燃料検討に資するデータを蓄積するため、多様なオプションの高速炉炉心の燃焼特性、反応度特性等の検討に必要な解析作業を受注者の裁量と責任において実施し、高速炉炉心の解析に必要となる入力データの作成、解析プログラムを使用した計算の実行、出力結果の整理、新規解析プログラムの作成、既存解析プログラムの改修等の作業内容を完了することを目的とする。

核的評価ツールの新型燃料装荷炉心における検証

　Pu富化度調整機能を有した高速炉炉心設計計算コードシステムPENCILについて、新型燃料を装荷した高速炉炉心体系計算の検証をおこなう。

炉心・燃料仕様選定解析作業

　原子炉の使用済燃料中に合まれるAm、Np等のマイナーアクチニド（MA）は、燃料核種として有効利用可能であるが､その高放射性故に取り扱いに困難さを生ずる可能性が指摘されている。最近の検討結果では、高レベル放射性廃棄物の発熱量の大半 がＭＡによるものであり、処分場の必要面積等の決定因子となっている。将来の原子力発電において多数の軽水炉と少数の高速炉が共存する時期が予想される。高速炉は、軽水炉の使用済燃料中のMAを燃料としてリサイクルし、核分裂させることによって減量するポテンシャルを有している。本検討では、高速炉を用いたMAリサイクル方式として、高濃度Ａｍ含有燃料（以下、Ａｍターゲットと称する）を用いたシステムを構築することを目指し、想定され る現行軽水炉からの移行初期に適合する燃料の重金属組成を設定するとともに、Ａｍ ターゲットの燃料設計解析ならびに関連する炉心特性解析を行う。それらの結果を踏まえて､開発コスト及び開発期間の面で合理性を有する小規模のMA燃料製造システ ムと整合した高速炉の炉心・燃料仕様を選定する。

「常陽」MK-�V炉心の核特性計算(1)

　本作業は、燃料交換体数削減の検討に資するため、ジルコニウムを「常陽」MK‐�V炉心の反射体要素に用いた場合の核特性計算を、JUPITER標準解析手法及び炉心管理コードシステムHESTIA等により行なったものである。本計算では、軽水炉の燃料被覆管および構造材等で用いられているジルカロイ４（ジルコニウム98.25wt%）をジルコニウム反射体材料として扱い計算した。

「常陽」MK-�V炉心の核特性計算(2)

　本作業は、六ヶ所再処理工場において軽水炉燃料の再処理で回収が想定されるPu組成を、「常陽」MK-III炉心の燃料に用いた場合の炉心の核特性計算を行ったものである。

炉心・燃料仕様選定解析作業

　１）実効定数作成
　２）燃焼特性・反応度特性解析
　３）制御棒価値・出力分布解析
　４）使用済燃料崩壊熱・放射能解析
　５）解析プログラムの作成・改修データ及びデータ等管理

実用高速炉の核不拡散性に係る炉心解析作業

　将来の実用FBR炉心ではブランケットで生成するPuに対し、高い核不拡散性が求められる可能性があり、低グレ-ドのPuあるいはMAをブランケットに添加することが有力な核不拡散性向上方策として提案されている。本作業では、ブランケットに添加するPuあるいはMAの組成、添加率等をパラメ-タとした炉心特性ならびに燃料崩壊熱等の解析を行い、上述の核不拡散性向上方策の検討に資することを目的とする。

実用高速炉の核不拡散性に係る炉心解析作業（その２）

　将来の実用FBR炉心ではブランケットで生成するPuに対し、高い核不拡散性が求められる可能性があり、低グレ-ドのPuあるいはMAをブランケットに添加することが有力な核不拡散性向上方策として提案されている。本作業では、ブランケットに添加するPuあるいはMAの組成、添加率等をパラメ-タとした炉心特性ならびに燃料崩壊熱等の解析を行い、上述の核不拡散性向上方策の検討に資することを目的とする。

柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発(1)

　「柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発」の一環として、高濃度マイナーアクチニド(MA)含有金属燃料を混合酸化物(MOX)燃料高速炉に非均質に装荷した炉心概念の核的特性を検討した。提示された計算システムおよび解析条件をもとに、同炉心概念の核的成立性の確認およびMA含有金属燃料の装荷方法最適化のための予備的評価を実施した。

柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発(2)

　「柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発」の一環として、「MA核変換用金属燃料炉心の設計」に資する解析を行う。
具体的には、MA均質装荷炉心、非均質装荷炉心を対象として、燃料中のMA含有率増加による冷却材、Naボイド反応度増加等の課題に対処するため炉心サイズ、形状等の工夫による対策を検討、その上でMA核変換量と炉心特性のバランスの観点でレファレンス炉心を選択する。

炉心解析評価作業

　高速炉を用いた廃棄物減容・有害度低減研究の一環として、プルトニウム及び マイナーアクチニドを燃焼する炉心概念を構築することを検討した。

・実効定数作成
・炉心燃焼解析
・補正係数及び感度係数解析
・熱流動解析
・燃料健全性評価解析
・使用済燃料崩壊熱・放射能解析
・炉心周り遮へい解析
・炉心動特性解析
・モンテカルロ解析
・解析コードおよび関連ユーティリティの維持・管理
・計算機システムおよびネットワーク環境の管理

PFR炉心の解析に係る作業

　本作業は、「もんじゅ」、「常陽」、「FCA」などに加えて、「PFR」の試験データを補完して統合評価する初めての試みにより、世界に誇れる貴重なMA積分実験データベースを炉心設計に反映可能な形で構築するために必要な解析作業を行った。

プルトニウム燃焼高温ガス炉の核計算に係る作業

　本作業は、プルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究において必要な核計算に係る作業を行なった。計算条件（炉心形状や燃料の配置等）に従って核計算（炉心燃焼計算）を行い、核特性値を算出した。

もんじゅ等に望まれるMA核変換関連測定、実験の具体化に係る作業

　本件は、原子力システム研究開発事業『「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究』の一環として、現行の「もんじゅ」運転計画に基づき、近い将来取得できるデータの活用により、MA核変換量等の計算精度の向上について評価するための作業を行うとともに、今後の「もんじゅ」等に望まれるMA核変換関連実験の提案に結び付けるための解析作業を行うことを目的とした。

MA核変換炉心の予備核設計に係る作業

　本件では、原子力システム研究開発事業『「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究』の一環として、マイナーアクチニド(MA)核変換量の増加とナトリウムボイド反応度の低減を図ったMA核変換炉心概念を構築するための予備核設計に係る作業を行うことを目的とした。

LLFP及びその同位体の生成量変化を計算

　もんじゅ炉心における各LLFP収量を燃料交換パターンを模擬して評価し、各領域毎及び各燃焼時点での収量変化を評価する。低燃焼度炉心で6サイクル分の燃料交換を模擬し、各サイクルでの各領域（炉心、軸ブランケット、径ブランケット）でのLLFP及びその同位体の生成量変化を計算する。
高速炉の炉心における各LLFP収量について燃料交換パターンを模擬して評価し、各領域毎及び各燃焼時点での収量変化を評価する。また、径方向遮蔽体とLLFP集合体の置換による炉心核特性値を計算する。

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