核設計基本データベースの整備(IX) - FCA XVII-1実験解析 -

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横山 賢治   ; 石川 真; 大井川 宏之* ; 飯島 進*

not registered; not registered; Oigawa, Hiroyuki*; not registered

高速炉の設計精度の向上を目指して、動力炉・核燃料開発事業団では、これまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成している。現在、核燃料サイクル開発機構は引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、日本原子力研究所のFCAの積分データ整備の一環として、FCAXVII-1炉心のC/E値の評価、及び、感度解析を行った。FCAXVII-1炉心はFCAの代表的なMOX燃料Na冷却高速炉心の模擬体系である。解析対象とした核特性は、臨界性、炉中心反応率比、Naボイド反応度価値、238Uドップラー反応度価値である。原研の解析手法に基づくC/E値とJUPITER標準解析手法に基づくC/E値の比較を行った結果、Naボイド反応度を除けば、同等の結果が得られることが分かった。Naボイド反応度については、有意な差が見られるため、今後、詳細な比較・検討が必要であることが分かった。更に、臨界性、反応率比、Naボイド反応度に関して感度解析を行い、JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、FCAXVII-1炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

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