次世代炉定数システムを用いたJUPITER臨界実験解析

Analyses on the jupiter critical experiments using the next generation nuclear constant set system

杉野 和輝

Sugino, Kazuteru

1998年に核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)を中心に FBRサイクル実用化戦略調査研究が開始され、候補として挙げられる種々の冷却材、燃料形態、炉心配置を有する高速増殖炉実用化像の構築のための検討が行われている。他方、従来の高速炉核計算用炉定数は、Na冷却MOX燃料炉心の解析を対象としており、それ以外の炉心解析は想定されていなかったため、多様な炉心の解析というニーズに応えるための炉定数システムの高度化が不可欠となった。 このような背景の下、サイクル機構では、NJOYとTIMSを中心とする炉呈す処理システムを整備し、多様な炉心の解析に対応した新しい炉定数概念の構築、いわゆる次世代炉定数システムの開発が行われている。これまでの研究により、次世代炉定数の基本仕様が決定され、今後は、その詳細仕様を決定する必要がある。 そこで、次世代炉定数の詳細設計のための知見を収集することを目的として、炉定数処理システムを用いて新しい炉定数を作成し、Na冷却MOX燃料炉心の模擬臨界実験体系であるJUPITERの臨界実験解析に適用した。その結果、新炉定数の特性として、以下のことが明らかとなった。 ・ブランケット領域におけるU-235及びPu-239核分裂反応率、Naボイド反応度、ドップラー反応度に対し、従来のJFS-3-J3.2を用いた解析結果に対して、改善を図ることが出来た。 ・JFS-3の代わりにVITAMIN-J群構造を採用することにより、炉定数作成時の重み関数の任意性に起因する核特性解析結果の誤差を大幅に低減できることが分かった。また、わずかではあるが分布特性の評価結果を改善することが出来た。 ・欧州の解析システムERANOSを用いた解析結果との比較により、径非均質炉心の核特性解析においては、更なる検討が必要であることが分かった。

In 1998, the feasibility study on FBR cycles has been started by Japan Nuclear Cycle Development Institute (omitted as JNC) and collaborative organizations in order to investigate practical Fast Breeder Reactor concepts of several types of coolants, fuel integrities and core arrangements. On the other hands, the conventional nuclear constant set is aiming at the analyses on sodium cooled MOX fuel cores only, that is, analyses on other types of cores are out of target. Therefore it can be said that an advance of the nuclear constant set system is essential for analyses on cores of various concepts. Under such a situation, JNC has compiled the constant set processing system that represented by NJOY and TIMS, and developed a new concept of nuclear constant set so called the next generation nuclear constant set for applications of various FBR analyses. The ordinary investigation has fixed the basic specification of the next generation nuclear constant set, and future study should decide its detailed specification. For the purpose of collecting information for the detailed design of the next generation nuclear constant set, new constant sets have been prepared using the constant set processing system, and applied to analyses on the JUPITER critical experiments, which are the mock-up critical experiments of sodium cooled MOX fuel cores. New information on the new constant set obtained is as follows: (1)The use of the new constant set improves the results of analyses on U-235 and Pu-239 fission reaction rate in the blanket region, sodium void reactivity and Doppler reactivity in comparison with those obtained using the conventional JFS-3-J3.2. (2)Application of the VITAMIN-J group structure reduces considerably errors of the calculated core parameters due to the choice of the weight function for the preparation of the nuclear constant set in comparison with that of the JFS-3 structure. Further it improves results of analyses on distributional core parameters a little bit.