プルトニウム燃料部分装荷炉心特性の解析臨界性と半径方向銅反応率分布

Analysis of plutonium partially loaded core; Criticality and radial cupper reaction rate distribution

米田 平*; 浅野 雄一郎*; 小綿 泰樹*; 宮脇 良夫

not registered; not registered; not registered; not registered

期間1974年1月1日1974年6月30日▲目的プルトニウム燃料を装荷した炉心の臨界性と半径方向銅反応率分布の解析を行ない,計算コードの精度許価を行なう。▲要旨ATR原型炉'ふげん'炉心核設計上重要な因子である臨界性と中性子束分布の設計精度評価に資するため,格子計算コード'METHOSELAH―2'と2次元少数群拡散コード'PDQ―5'を用いて,プルトニウム燃料を部分装荷した7種類のDCA炉心(二領域炉心,分散炉心及び反射体付炉心)の臨界性と半径方向銅反応率分布の解析を行ない,解析精度の評価を行なった。ただし,PDQ―5による計算は,単位格子を均質化した2次元S群計算である。解析結果から,METHOSELAH―2とPDQ―5による計算は,▲1)実験誤差内で臨界性を評価するが,0%ボイド炉心では過少評価し(最大約1.5%K),100%ボイド炉心では過大評価する(約0.5%K)傾向がある。▲2)半径方向銅反応率ピーキング係数を最大約+5/-8%の範囲で評価する。▲ことが判った。▲

For the purpose of evaluating the accuracy of nuclear core design for plutonium loading ATR (Advanced Thermal Reactor), a series of critical experiments partially loaded with plutonium fuel assemblies has been carried out at DCA (Deuterium Critical Assembly). In this report, the analytical results on the criticallty and the radial cupper reaction rate distribution for clean core, in which no poisons such as controlrod were included, are described. The calculations were performed by making use of a cell calculation code METHUSELAH-2 and a few group diffusion code PDQ-5. METHUSELAH calculations were five energy groups, and PDQ calculations using the cell averaged group constants were two dimensions (X-Y) and three energy groups. The following conclusions were obtained from these analyses. (1)The calculated K-effective using an experimental axial buckling(B) well estimated the critical condition(K=1) of plutonium loading DCA core. (2)The accuracy of the calculated peaking factors of radial cupper reaction rates, compared with experiments, was within per cents for all cases.