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FCAを用いた軟スペクトル場における$$^{238}$$Uドップラー効果の測定(共同研究)

Measurements of $$^{238}$$U doppler effect in the soft neutron spectra using FCA (Joint research)

安藤 真樹; 川崎 憲二*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 松浦 豊*; 金子 裕司*

Ando, Masaki; Kawasaki, Kenji*; Okajima, Shigeaki; Fukushima, Masahiro; Matsuura, Yutaka*; Kaneko, Yuji*

軽水炉でのドップラー係数評価の信頼性向上に資することを目的とし、FCAを用いて軟スペクトル場(ウラン燃料及びMOX模擬燃料)において$$^{238}$$Uのドップラー効果を測定した。MOX模擬燃料体系では、減速材ボイド率により中性子スペクトルを系統的に変化させた。測定には外径の異なるピン形状サンプルを用い800$$^{circ}$$Cまでのドップラー効果実験データを取得した。JENDL-3.2を用い、従来のFCA高速炉体系でのドップラー効果の実験解析に用いてきた標準的な解析手法により解析を実施した。その結果、予測精度の燃料組成やサンプル組成に対する依存性はなく、ほぼ全サンプルについて計算値は実験誤差の範囲内で実験値とほぼ一致した。中性子スペクトルを変化させたMOX模擬燃料体系については、予測精度のスペクトル依存性も見られなかった。

$$^{238}$$U Doppler effect measurements in moderated neutron spectra (uranium fuel and MOX simulated fuel) were carried out using FCA for the purpose of contributing to the improvement in prediction accuracy for Doppler coefficient in LWR. In the mockup cores for MOX fuel, the measurements were performed in different neutron spectra, where the voidage of moderator material was varied systematically. The experimental data were obtained using cylindrical uranium samples with different outer diameter up to 800$$^{circ}$$C. Analyses were performed using a standard code system designed to analyze fast reactor mock-up experiments at FCA with the use of the JENDL-3.2 library. The results of the analyses showed that the calculation accuracy did not depend on the types of the core fuel or the Doppler samples. The calculated values agreed with the experimental ones within the experimental error. Any dependency of the prediction accuracy on the neutron spectra was not observed in the MOX simulated fuel cores.

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