「常陽」MK-I燃料試験体を装荷したDCA2領域炉心の核特性評価

Estimation of nuclear characteristics for DCA two-region core loaded with test fuel Assembly using MK-I fuels of JOYO

毛利 智聡

Mori, Tomoaki

臨界工学試験室では,核燃料施設の臨界安全管理の信頼性向上と臨界安全設計の合理化を目的として,DCA(重水臨界実験装置)を用いた未臨界度測定研究を実施している。未臨界度測定研究は,高速炉燃料の再処理施設の臨界管理を主な目的としており,高速炉燃料を含む体系を模擬するために,高速実験炉「常陽」のMK-I燃料を用いた試験体を製作し,DCAの炉心に装荷する。本報告では,多群モンテカルロ法臨界計算コードKENO.Vaを含むSCALE4.2コードシステムを使用して,MK-I燃料試験体を装荷したDCA2領域炉心の臨界重水水位,重水水位反応度係数,重水ダンプ反応度,安全棒反応度価値を解析した。炉心の核特性を把握するとともに,本解析の結果を反映して試験体の構成を最終的に決定し,その炉心が設置許可に記載されている核的制限値を満足することを確認した。

In criticality Engineering Section, experiments for sub-criticality measurements by use with DCA (Deuterium Critical Assmbly) two-region core loaded with the test fuel assembly using MK-I fuels of JOYO are planed for the purpose of performing the study of sub-criticality measurements, Through this report, nuclear characteristics of DCA two-region core loaded with MK-I test fuels bave been understood with the satisfaction of DCA nuclear limits. And also, the composition of test fuel assembly in DCA core was decided from these results. SCALE4.2 code system including KENO-V with multi-group monte carlo method was used in order to calculate these nuclear characteristics. The estimated items of nuclear characteristics are critical heavy water height, heavy water level reactivity coefficient, heavy water dump reactivity and safety rod reactivity worth.