BFS臨界実験解析-BFS-62-3A及び62-4炉心の解析

Analyses on the BFS critical experiments; an analysis on the BFS-62-3A and 62-4 cores

羽様 平 ; 庄野 彰; 岩井 武彦*; 佐藤 若英*

Hazama, Taira; not registered; Iwai, Takehiko*; Sato, Wakaei*

ロシア解体核処分支援を目的に、核燃料サイクル開発機構ではロシアの物理エネルギー研究所との共同研究により、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いてBN-600を模擬した実験の解析を実施している。本報告は、BN-600に部分的にMOX燃料を装荷し、ブランケットをステンレス鋼に置換した炉心(BN-600ハイブリッド炉心)の模擬炉心(BFS-62-3A炉心)、及びBFS-62-3A炉心のステンレス鋼をブランケットに戻したBFS-62-4炉心の解析に関するものである。解析はJUPITER実験解析で培われた標準解析手法に基づいて実施した。その結果、臨界性と反応率比については十分な精度で実験値と一致することを確認した。制御棒価値や反応率分布については、BFS-62-4炉心では特に問題は見られなかったが、BFS-62-3Aについてはステンレス鋼領域での反応率分布を約20%過大に、制御棒価値の一部を約10%過小に評価することを確認した。Naボイド反応度については20%以上の過小評価となったが、炉定数の高度化により改善を図った結果、実験値とほぼ一致することを確認した。また、これまでのBFS-62シリーズ間の解析精度を比較することにより、MOX燃料の部分的な装荷は解析精度に有意な影響を与えないことを確認した。本解析では、精度評価に加えてBFS-62-3A炉心によるBN-600ハイブリッド炉心の模擬性が重要であり、両炉心の核特性解析値を比較評価した。その結果、中性子スペクトル、核分裂反応率比、核分裂反応率分布及び制御棒価値については模擬性を有しているが、MOX燃料装荷に伴い重要となるNaボイド反応度については、非漏洩項に大きな差異があることが分かった。

In order to support the Russian excess weapons plutonium disposition program, the intemational collaboration has started between Japan Nuclear Cycle Development Institute (JNC) and Russian Institute of Physics and Power Engineering(IPPE). In the frame of the collaboration, analyses have been carried out for a series of critical experiments that simulate BN-600 (Russian commercial fast reactor). This report summarizes analysis results of the critical expeliments on BFS-62-3A and BFS-62-4 cores. BFS-62-3A core models BN-600 hybrid core in which the present BN-600 core is modified so as to partially load MOX fuel assemblies and replace the blanket region with stainless steel. BFS-62-4 core has the same layout as BFS-62-3A core except that the blanket region is not replaced. The analyses were performed with JNC standard method developed in the analysis of JUPITER experiment. The results show a good agreement with experimental values for the criticality and the reaction rate ratio. For the control rod worth and the reaction rate distribution, the results for BFS-62-4 core are also reasonable. However, for BFS-62-3A, analysis results overestimate the reaction rate in the stainless steel region by 20% and underestimate reactivity worth for one of the control rods by 10%. For the sodium void reactivity, underestimation of more than 20% were observed, but the disagreement were successfully solved by adopting a newly developed nuclear constant set with a fine group structure. In addition, analysis accuracies were compared among a series of analyses and it was confirmed that the introduction of MOX fuel assemblies does not affect the accuracy. The final goal of the work is to reflect the analysis results for designing BN-600 hybrid core. Then similarity was investigated between BFS-62-3A core and BN-600 hybrid core. A good similarity was found in the neutron spectrum, the fission reaction ratio, the fission reaction distribution, and the control rod worth. However, ...