閾値反応を利用したナトリウムボイド反応度低減炉心及びドップラー反応度改善炉心に関する解析

Analysis of reduced sodium void reactivity core and improved Doppler reactivity core by utilizing the threshold reaction

横山 次男*; 川島 正俊*; 川合 将義*; 山岡 光明*; 藤田 玲子*

not registered; Kawashima, Masatoshi*; not registered; Yamaoka, Mitsuaki*; Fujita, Reiko*

高速炉では、MAのリサイクルに伴ってナトリウムボイド反応度及び冷却材温度反応度が大きくなり、また、ドップラー係数も小さくなる傾向がある。安全上これらの反応度を改善することが重要である。本解析作業では、ナトリウムボイド時に増加する高エネルギー中性子に対して、大きな中性子吸収反応を生じる核種を混在させた炉心を解析することにより、炉心性能を大きく低下せずにナトリウムボイド反応度を低減できる核種についてそのボイド低減効果を調べた。また、ドップラー係数の改善方法として高次Puの利用及び共鳴物質の利用が考えられ、パラメータサーベイによりその効果を調べた。閾値反応を利用したナトリウムボイド反応度低減炉心の解析では、中性子スペクトル変化の影響調査として炉心部へのMA装荷の有無及び炉心サイズをパラメータとして炉心部中性子スペクトルを解析し、ボイド反応度上重要なエネルギー領域を同定した。次にボイド反応度低減のための候補核種として、上記の重要なエネルギー領域以上で閾値反応による中性子吸収断面積の増大する核種を調査した。更に上記スペクトル場において、ボイド反応度低減効果を吸収核種装荷量と種類をパラメータとして解析した。その結果、候補として摘出された酸素17を用いた大型酸化物燃料炉心のボイド反応度は天然酸素による炉心のボイド反応度の約1/2以下となることが分かった。ドップラー反応度改善炉心の解析では、PuN燃料をベースとして、高次Pu及び共鳴吸収物質を装荷した場合のドップラー係数改善効果について解析した。また、不活性母材候補材料について、その適合性、炉心特性解析に必要な物性値を調査し、それらの材料を用いた燃料材の物性値等について予備調査を行なった。その結果、構造材核種を金属形態で装荷する事でドップラー係数等の特性を改善できることが分かった。

In the first reactor, sodium void reactivity and and sodium coolant temperature reavtivity are increased, and Doppler coefficient is decreased when MA is recycled. It is important to improve these reactivities in terms of safety features. In the study, Analysis was conducted of the effect on the sodium void reduction without deteriorating the core performance by mixing nuclides that give large absorption reactions in the higher energy region, where neutrons are increased at the neutron spectrum is hardened. Effect of higher Pu isotopes was also analyzed with parameters for improving Doppler coefficient. In the analysis of reduced sodium void reactivity core usig the threshold reaction, dominant energy region was identified for the sodium void reactivity by analyzing the core neutron spectra with parameters of MA mixing and core size. Furthermore, effect on reducing void reactivity was analyzed with parameters of inventory amounts and kinds of absorber nuclides. As a result, it was found that the sodium void reactivity of the MOX core with oxide-17 was about half of that of the core with natural oxide. In the analysis of reduced Doppler reactivity core, effect of improving the Doppler effect was analyzed for the nitride fuel core with higher Pu isotopes and resonance absorbers. Applicability and properties required for core analysis were also examined for candidates of base inert material, and the properties of fuel with those materials were preliminary surveyed. As a result, it was found that characteristics including Doppler coefficients can be improved with nuclides of structure material as metal form.