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実証炉設計用炉定数の整備(その3)$$<$$「常陽」性能試験・運転データ解析$$>$$

Preparation of unified cross section library for demonstration fast breeder reactor (III); Analysis of reactor physics experiment in "JOYO" startup test

山岡 光明*; 川島 正俊*

Yamaoka, Mitsuaki*; Kawashima, Masatoshi*

実証炉の基本設計から許認可まで一貫して使用できる統合炉定数の作成のために、従来の積分データとしては使用できなかった小型高速炉「常陽」の測定値および解析値を整備した。本検討では、臨界実験データを補完する実機データとして、「常陽」性能試験・運転特性データの解析を評価済核データJENDL-3.2 から作成された高速炉用定数セットを使用して解析し、炉定数調整用積分データとして提示した。これは、実験炉「常陽」MK-1炉心およびMK-2炉心の積分特性を統一した視点から評価したはじめての解析である。今年度は、臨界性、Naボイド反応度、燃料置換反応度、燃焼係数を対象とし、解析・測定値について、誤差評価と相関係数の設定を行った。今後は、臨界実験解析の結果等との比較、炉定数調整への寄与などを更に調べ、炉定数調整への利用データの追加などを行い、大型から小型炉までの予測精度を整合させていく必要がある。

To prepare unified library applicable to licensing calculation of the demonstration fast breeder reactor as well as base design calculation, the experimental data of the small reactor "JOYO" were re-evaluated and analyzed that had not been utilized in cross section adjustment before. The data of "JOYO" startup tests and operation were analyzed with cross section set based on the evaluated nuclear data library JENDL3.2 to provide integral data for cross section adjustment as power reactor data to supplement critical experiment data. The analysis is the first work that evaluated the core characteristics of "JOYO" MK-I and MK-II cores consistently. In the present work, errors and their correlation factors of both experiment and analysis data were evaluated for criticality, sodium void worth, fuel replacement worth and burnup coefficient. The recommended future work includes comparison of results with critical experiments, addition of experiment data to adjustment so as to reduce of dependency of prediction error upon core size.

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