セグメント燃料体内局所出力分布の測定と解析

Local power distribution in the segment fuel assembly

小綿 泰樹*; 戸村 和二*; 中本 正*; 岡崎 庸*; 葉山 勇*

not registered; not registered; not registered; not registered; not registered

第10サイクルの「ふげん」炉心でのセグメント燃料照射試験に関して,燃料集合体内局所出力分布に及ぼすセグメント連結部の影響把握および核設計コードの計算精度評価を行うために,模擬セグメント燃料(以下,セグメント燃料と呼ぶ)を用いて臨界実験および解析を行った。▲セグメント燃料棒は,長さ約lmの0.54wt%PuO/2富化MOX分割型燃料棒2本をつないで1本の燃料棒としたもので,これを同一富化度を有する28本標準燃料体の中間層に1本おきに4本置き換えてセグメント燃料体を構成した。4本のセグメント燃料棒のうち,2本には下部分割型燃料棒プレナム部に0.4mm厚のHfスリーブを巻きつけ,それぞれ対祢な位置に組み込んだ。セグメント燃料体1体をDCA炉心の中心に装荷し,照射後ガンマ線スキャニングにより集合体内局所出力分布を求めた。また,照射した銅ワイヤの放射化量の測定により集合体内の冷却材軽水中および格子境界の重水減速材中での熱中性子束分布を求めた。▲解析では,WIMS―Dコードで求めた少数群定数を用い,CITATIONコードでエネルギー2群,(R――Z)体系にて拡散計算を実行してセグメント燃料集合体内出力分布および格子内各部の中性子束分布を求めた。▲実験および解析の結果,主に以下の事項が明らかになった。▲セグメント連結部の存在は,連結部近傍および同一高さの隣接燃料棒に出力ピーキングを発生させる。▲セグメント連結部高さの集合体断面では,燃料部のみの集合体断面に比べて局所出力ピーキング係数が46%低下する。▲局所出力ピーキング係数の計算値は,燃料部のみの集合体断面で5%,セクメント連結部高さの集合体断面で3%それぞれ実験値を過大評価する。▲セグメント燃料近傍での熱中性子束分布の計算値は,標準偏差3%以内で実験値と一致する。▲

Segment fuel assemblies are planning to load in 10th cycle core of Fugen to confirm a fuel rod soundness in long exposure period. Critical experiment and its analysis for a segment fuel assembly are done to grasp an effect of a connecting part between two segments on local power distribution and to evaluate a calculational accuracy of nuclear design codes. 0.54 wt% PuO enriched MOX (0.54 %MOX) fuel rods are used as the segment fuel rods which are completed by interconnection of a lower and an upper sectional fuel rods being half the normal length. The segment fuel assembly is constructed by replacement four normal rods of eight in the middle disposal layer of 28 rod 0.54 % MOX fuel assembly with the segment fuel rods alternately. Two among four segment fuel rods have several 0.4 mm thickness hafnium sleeves around a plenum of lower section, and those are disposed in 180C rotational symmetry with the two segment fuel rods without hafnium sleeve. The segment fuel assembly is loaded in the central channel of DCA (Deuteriun Critical Assembly) core. Local power distribution in the assembly is obtained from gamma ray scanning of each fuel rod after irradiation. Thermal neutron flux distribution in the coolant and the moderator of the segment fuel cell are measured by activation method using copper wire. In the analysis of the experiment, few energy group constants of each region in the segment fuel lattice are obtained by condensation of 11 energy group lattice calculation by WIMS-D code. Local power distribution and thermal neutron flux distribution corresponding to the measurement points are obtained from two energy group diffusion calculation in (R--Z) geometry by CITATION code. The following are concluded from the present experiment and analysis. (1)Connecting part (Zry-2) between upper and lower segments makes occur small power peaking in the segment fuel rods itself contiguous to the connecting part and other fuel fods ...