BFS臨界実験解析 BFS-62-1及び62-2炉心の解析

Analyses on the BFS critical experiments; an analysis on the BFS-62-1 and 62-2 cores

杉野 和輝; 庄野 彰; 岩井 武彦*; 沼田 一幸*

Sugino, Kazuteru; not registered; Iwai, Takehiko*; Numata, Kazuyuki*

ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイククル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62シリーズの実験解析を実シミュレータしている。本報告書は、現行BN-600の模擬体系であるブランケット付き濃縮UO2燃料炉心BFS-62-1炉心及びブランケットをステンレス遮蔽体で置換したBFS-62-2炉心の実験解析に関するものである。解析においては、輸送計算も含めて3次元HexZまたはXYZ炉心体系モデルを用いて、高精度な核特性評価を達成している。 また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算によりJUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。 実験解析及び炉定数調整計算の結果、臨界性、炉中心反射率比、BFS-62-1炉心の反応率分布については特に問題は見られず、実験値と良い一致が見られた。BFS-62-2炉心の径方向反応率分布については、炉定数調整前では炉心領域内の径方向依存性と遮蔽体領域における大幅な過大評価が見られたが、炉定数調整計算により改善できる見通しが得られた。ただし、改善の主要因であるFeの断面積調整の量が断面積誤差にまで及ぶため、今後、更なる検討が必要であると考えられる。BFS-62-1炉心における制御棒価値については、炉定数調整の有無に係らずC/E値の径方向依存性が見られたことから、今後行われる予定の他のBFS-62炉心の解析結果との比較が必要である。 BFS-62-2炉心のNaボイド反応度については、計算機記憶容量の観点から最善評価とはなっておらず、現状では核設計基本データベースへの反映は妥当ではないが、その課題克服と共に炉定数の高度化により、解析結果の改善が見られるとの見通しが得られた。また、 3次元炉心計算に特徴づけられる本報の解析手法は、BFS-62炉心シリーズの解析において非常に有効であることが明らかとなり、BFS-62-3炉心以降の実験解析においても、その適用により高精度な核特性解析が期待できる。

In order to support the Russian excess weapons plutonium disposition, the international collaboration has been started between Japan Nuclear Cycle Development Institute (JNC) and Russian Institute of Physics and Power Engneering (IPPE). In the frame of the collaboration, JNC has carried out analyses on the BFS-62 assemblies that are constructed in the fast reactor critical experimental facility BFS-2 of IPPE. This report summarizes an experimental analysis on the BFS-62-1 and BFS-62-2 cores. The BFS-62-1 core models the present BN-600, and contains the enriched UO fuel surrounded by the UO blanket. The BFS-62-2 core has the same layout as the BFS-62-1 but the blanket region was replaced with stainless steel shield. For core parameter analyses, the 3-D Hexagonal-Z or XYZ geometry model was applied by not only diffusion calculation but also transport calculation. Further in terms of the utilization of the BFS experimental analysis data for the standard data base for FBR core design, consistency evaluation with JUPITER experimental analysis data has been performed using the cross-section adjustment method. As the result of analyses, good agreement was obtained between calculations and experiments for the criticality, the reaction rate ratio and reaction rate distribution in BFS-62-1. In the reaction rate distribution of BFS-62-2 calculation without cross-section adjustment produced big radial dependency of calculation over experiment value (C/E value) in the core region and overestimation in the shield region. Cross-section adjustment technique procedure improved those estimation, however alternation of cross-section of Iron, which was dominant in above improvement, compared to the cross-section error, and further investigation was required. Concerning the control rod worth of BFS-62-1, radial dependency of the C/E value was observed whether cross-section adjustment technique was applied or not, therefore comparison with results of other BFS-62 ...