「常陽」の照射試験における中性子照射量の精度向上

Improvement of material dosimetry for irradiation test in JOYO

伊藤 主税   ; 青山 卓史 ; 枡井 智彦*; 佐井川 拓也*

Ito, Chikara; Aoyama, Takafumi; Masui, Tomohiko*; Saikawa, Takuya*

高速実験炉「常陽」では、多重放射化箔法に基づく原子炉ドシメトリーにより、実測ベースの中性子スペクトルを評価し、核計算で求めた中性子照射量の精度と信頼性を確保している。本研究では、「常陽」の代表的な照射場である燃料領域と反射体領域で照射した照射試験用集合体について、「常陽」炉心管理コードシステム"MAGI"で求めた中性子照射量の計算値が、ドシメトリーによりどのように改善されるかを評価した。また、測定反応率からスペクトルを求める上で重要な断面積セットがドシメトリーに与える影響についても評価した。本研究で得られた成果は以下のとおりである。(1)ドシメータの反応率測定結果を用いて、計算による中性子束の初期推定スペクトルをアジャストすることにより、反応率のC/Eがほぼ1に改善され、その誤差が低減される。(2)ドシメトリー用断面積セットをENDF/B-VからJENDL-3に更新したことにより、Co及びScの中性子捕獲断面積の誤差が低減され、10100keVのエネルギー領域における中性子スペクトルの評価精度を向上できた。(3)今回評価した「常陽」の燃料領域及び反射体領域における照射試験(集合体名:C3M,SMIR-23)について、ドシメトリー結果から求めた"MAGI"の高速中性子束計算値に対する補正量は約1030%であり、炉心管理コードシステムによる計算結果の改善割合を明らかにした。

The material dosimetry using the multiple foil activation method has been carried out in order to assure the accuracy and reliability of neutron fluences for the irradiation tests in the experimental fast reactor "JOYO". In this study, the neutron fluences were calculated by the JOYO core management code system "MAGI" for the subassemblies which were irradiated at the positions around control rods or reflector boundary in the JOYO Mk-II core. Improvement of neutron fluence was evaluated when the "MAGI" calculation was corrected with the dosimetry results. The difference of the neutron spectrum adjustment was also investigated between ENDF/B-V and JENDL-3 dosimetry files. The major results obtained are summarized as follows; (1)The reaction rates of the dosimeters calculated by the adjusted neutron spectrum agreed well with the measured values, and its error was reduced. (2)The neutron spectrum adjusted using JENDL-3 dosimetry file was significantly improved than that by ENDF/B-V in the energy range of 10100 keV, because of the less error of the neutron capture cross sections of Co and Sc. (3)It showed that the correction rate of the "MAGI" calculation by the dosimetry results ranged 1030% for the subassemblies of the JOYO irradiation test.