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Analysis Results on BFS-62-3A Experiment Using IPPE Standard System

IPPE標準解析システムによるBFS-62-3A炉心の実験解析結果

Semenov, M.

Semenov, M.

本報告書には、ロシアの臨界実験施設BFS-2で実施されたBFS-62-3A炉心の実験解析結果を示す。本研究の目的は、ロシアの高速発電所BN-600のハイブリッド炉心に関する核特性解析コードTRIGEXの精度を検証することである。実験体系の解析モデル及び解析結果と実験結果の比較を示した。解析には主として拡散計算コードTRIGEXコードを使用した。実験体系の非均質性を考慮するためにFFCPコードを使用してセル平均のマクロ及びミクロ断面積を作成し、TRIGEXコードで使用した。また、厳密な体系モデルにMMKKENOコードを適用したモンテカルロ計算結果も示した。モンテカルロ計算結果は、臨界性の基準解析値及び決定論で得られる各種補正値の検証に用いた。いずれの解析も、断面積データはABBN-93システムをベースとしCONSYSTコードで処理したものを使用した。解析対象としたパラメータは、臨界性、制御棒価値(CRW)、ナトリウムボイド反応度効果(SVRE)、核分裂反応率分布及び中心反応率比(スペクトルインデックス)である。TRIGEXコードによる解析結果と実験結果の差は、概ね下記の値以内であった。臨界性;0.1%=K/K、制御棒価値;6%、燃料領域の核分裂反応率分布;4%、SVRE;0.2pcm/kg・Na。なお、本研究は、ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力のために実施しているロシア物理エネルギー研究所(IPPE)のBFS-2 臨界実験装置を利用したJNC-IPPE共同研究に関連して実施したものである。

This report is devoted to analysis of experimental studies performed on BFS-62-3A critical assembly in Russia. The objective of work is verification of the TRIGEX code for reactor neutronics analysis as applied to the hybrid core of the BN-600 reactor of Beloyarskaya NPP. Calculation models are described in the report, and results of analysis are compared with experimental data. The analysis was made by using the TRIGEX code mainly. FFCP code was used for taking into account heterogeneous structure of the BFS fuel regions. This code was coupled with the TRIGEX code for preparing averaged macro and micro cross-sections. Also, in the report, results of Monte-Carlo calculations with MMKKENO code are described. These calculations were used; first of all, for definition "reference" criticality and for confirming of correction values obtained with deterministic codes. The ABBN-93 system with the constant preparation CONSYST code was used as cross-section base. The following parameters were analyzed: criticality, control rod worth, sodium void reactivity effect, fission rate distribution and central reaction cross-section ratios (spectral indices). On the average, the differences between analytical results based on TRIGEX code calculations and experimental data do not exceed the following values: (1)0.1% $$Delta$$k/k - for k$$_{eff}$$, (2)6% - for control rod worth, (3)4% - for fission rate distribution within the core, (4)0.2 pcm/kg - for sodium void reactivity effect This work is related to the JNC-IPPE Collaboration on Experimental Investigation of Excess Weapon Pu Disposition in BN-600 Reactor using BFS-2 Facility.

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