Experiment and analysis for criticality in small fast reactor with reflector at FCA

高速炉臨界実験装置FCAを用いた反射体付き小型高速炉における臨界性に関する実験及び解析

福島 昌宏   ; 岡嶋 成晃  ; 森 貴正; 竹田 敏一*; 木下 泉*

Fukushima, Masahiro; Okajima, Shigeaki; Mori, Takamasa; Takeda, Toshikazu*; Kinoshita, Izumi*

日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いて反射体付き小型高速炉の模擬体系を構築し、境界領域の核特性評価の信頼性向上を目的としたベンチマーク実験を実施した。高速炉における標準的な中性子輸送計算コードシステムを用いて臨界性に関する実験解析を実施した結果、70群エネルギー群定数及び輸送近似散乱断面積等を用いた標準的な計算条件では、1.5%/ほど過大評価する結果となった。これに対して、反射体の主材料である鉄の数10keVから1MeVのエネルギー領域の散乱反応等を適切に評価するために、より詳細なエネルギー群数(140群)及び高次の非等方散乱(3次オーダー)を考慮した解析を行った。その結果、計算予測精度に対して1%/程度の改善が見られることを示した。

The criticality was measured in a series of mock-up cores simulated small fast reactor with massive reflector at FCA facility of JAEA in order to evaluate the prediction accuracy of the current analysis code system. In the analyses, the effective cross sections were obtained by using an ultra-fine group cell calculation code. The JENDL-3.3 cross section library was used. The core calculations for the criticality were performed by using a three-dimensional S transport code. Conventional calculations with a standard 70 energy group structure and under the P transport approximation overestimated the experimental values up to 1.5%/. Furthermore, the calculation parameters were investigated concerning the fine energy group structure and the higher Legendre order of anisotropic scattering cross section. Consequently, the calculation accuracy for the criticality was improved by about 1%/ with a 140 energy group structure and under the P approximation.