放射化箔法による「常陽」MK-II炉心の中性子照射量評価の集大成(データ集)

Dosimetry technique to characterize neutron field of JOYO MK-II

前田 茂貴   ; 佐井川 拓也*; 青山 卓史 

Maeda, Shigetaka; Saikawa, Takuya*; Aoyama, Takafumi

原子炉の燃料・材料開発のための照射試験では、スペクトル情報を含む中性子照射量を精度よく把握することが重要であり、高速実験炉「常陽」では、核計算と実測の両面から解析評価している。核計算では、炉心領域については3次元拡散理論に基づく炉心管理計算、これより外側の反射体等の領域については輸送計算コードを併用して評価している。一方、実測については、放射化箔の反応率実測値を用いてスペクトルアジャストメントにより中性子照射量を評価している。照射条件評価では、実測ベースの中性子照射量に基づいて核計算値を補正している。両者の比は、燃料領域で約1.05であるが、反射体領域では1.11.5であり、燃料領域から離れるに従って、実測による精度確保が有効かつ重要である。本報告書では、高速炉ドシメトリー技術の集大成として、多重放射化箔法に基づく中性子照射量評価法を概説し、「常陽」MK-II炉心で実施された各種試験及びサーベイランス試験における中性子照射量について、実測ベースでの評価結果を述べるとともに、代表的な照射場の特徴を述べる。また、炉心管理計算値との比較により、炉心管理計算の精度についても言及する。

Neutron fluence and related spectral information are key parameters in post-irradiation test analysis so they need to be evaluated accuracy. Nuclear calculations and a number of reactor dosimetry tests have been conducted in the JOYO experimental fast reactor to assure reliable and accurate neutron fluence for fuel and material irradiation tests. This paper describes the multiple activation foil dosimetry technique for neutron fluence evaluation. Neutron fluence was determined with neutron spectrum adjustment using measured reaction rates of a set of activation foils. Dosimetry results from individual fuel and material irradiation tests and a surveillance test characterized the neutron field of the JOYO MK-II core. Neutron flux in the JOYO core region was calculated using diffusion theory in a three-dimensional Hex-Z geometry. Flux in the stainless steel reflector region, which is outside the core, was calculated using the DORT two-dimensional transport calculation code. It is essential to correct the dosimetry results for locations far outside the core region. With corrected values, the calculated to experimental value (C/E) was approximately 1.05 in the core region and 1.11.5 in the reflector region.