54(60)本プルトニウム燃料装荷炉心の動特性パラメータ; 25cmピッチ,パルス中性子実験データ集

Nuclear kinetic characteristics for 54(60)-Rod plutonium fuel lattice; Pulsed-neutron-source experiment in a 25-cm pitch lattice

小綿 泰樹*; 仁柴 明人*; 清野 英昭*; 中川内 良継*; 金内 信*

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25cmピッチ格子の28本クラスタ燃料(1.2wt%UO)一様炉心およびこの炉心の中央部9チャンネルを60(又は54)本クラスタ燃料(0.79wt%Pufis関する動特性パラメータ(/)および冷却材喪失時反応度がパルス中性子法により測定された。これらのデータは多数本クラスタ燃料に関する核設計コードの精度評価に役立てられる。パルス中性子実験で得られた即発中性子減衰定数は、銅ワイヤ放射化法によって求めた軸方向バックリングの関数としてデータ処理された。動特性パラメータは、即発中性子減衰定数を臨界バックリングまで外挿することにより求められた。また冷却材喪失時反応度は、生成時間の変化を考慮したSimmons&Kingの方法によって求められた。なお実験において、炉心温度が22Cよりずれている場合には、実験データを炉心、温度が22Cのときの値となるように補正した。この結果、54(60)本クラスタ燃料部分装荷炉心の(/)の値は1921sec-1となり、この値は冷却材ボイド率が変化しても実験誤差(3%)範囲内で一致する。測定された(/)の値の燃料組成、燃料棒本数ならびに冷却材ボイド率に対する依存性は実験誤差内で無視できる。一方、冷却材喪失時反応度は燃料の種類、クラスタあたりの燃料棒本数、圧力管内の水ギャップ等に依存しており、装荷燃料を54本クラスタから54本クラスタにすれば、冷却材喪失時反応度は約1.2$正側に移行する。なおWIMS-CITATIONコードによる54本クラスタ燃料部分装荷炉心の冷却材喪失時反応度の予測計算値(相原他、SN941 79-77)は実験値より10%(0.6$)正側に見積る(ただし、予測計算では54本クラスタ中心のA1パイプの効果を含む)。

Parameters of nuclear kinetic characteristics (/) and loss-of-coolant reactivities have been measured in a 25-cm pitch DO lattice loaded with 28-rod(1.2wt% enriched) UO clusters and/or 54(or60)-rod PuO-UO clusters. The fissile content of the 54(or60)-rod PuO-UO fuel is 0.79wt%. The measurement was done by use of pulsed-neutron-source method. Experimental data are corrected to the values at 22C of the core temperature. Prompt decay constants measured in pulsed-neutron experiment are given as a function of axial buckling which is decided from the -scanning of irradiated copper wire. The parameters (/) are obtained from the value of prompt decay constants at critical. Loss-of-coolant reactivities are converted from the prompt decay constants at the axial bucklings of the core with or without coolant using Simmons & King's formula. The following results are clarified from this measurement. Dependence of the parameters (/) on the fuel composition and coolant void fraction is very small and they are in the range of 19 to 21 sec. On the other hand, the loss-of-coolant reactivities () are strongly depend on the fuel composition. The 54(60)-rod PuO-UO fuel is more effective in shifting the loss-of-coolant reactivity to the negative side than the 60-rod PuO-UO fuel. The 54(60)-rod PuO-UO cluster makes the loss-of-coolant reactivity to the larger negative side in comparison with the 28-rod UO cluster. Measured in the core loaded with 54-rod clusters is more negative than calculated one (Aihara et al, PNC SN941 79-77) by WIMS-CITATION code. The discrepancy between calculation and experiment is about 0.6$ (10%).