マイナーアクチニド添加炉心の核特性評価; BFS-67臨界実験の解析

Evaluation of nuclear characteristics of minor actinide loaded core; An analysis of BFS-67 critical experiment

羽様 平 ; 佐藤 若英*; 石川 真; 庄野 彰

Hazama, Taira; Sato, Wakaei*; Ishikawa, Makoto; Shono, Akira

「多量のNpを種々の臨界集合体に添加したときの炉物理特性の変化に関する研究」としてロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)と共同研究を実施している。その第1報としてBSF-67体系に関する実験情報とサイクル機構(JNC)の解析結果をまとめた。BFS-67体系ではNpの装荷量や装荷位置を変えた4種類の炉心について臨界性、Naボイド反応度、制御棒価値、反応率比などの核特性が測定されている。BFS-62臨界実験解析で実績のあるサイクル機構の標準解析手法で解析し、以下の結果を得た。(1)Naボイド反応度、制御棒反応度のNpの捕獲断面積に対する感度係数がU-238やPu-239と同程度に大きいことを確認した。本実験データはNp装荷炉心の核設計精度の向上に活用できるものであるといえる。(2)臨界性の解析では炉心の種類によらず同程度のC/E値 0.995が得られ、JNCの解析システムで本実験を高精度で解析できることを確認した。(3)Naボイド反応度の解析値は1cent以内で実験値と一致しており、Npを装荷した場合でも高精度で解析できることを確認した。(4)制御棒反応度の解析値は、濃縮BCの制御棒については実験誤差内で一致した。天然BCの制御棒については若干過大評価している。Npの装荷による影響は確認できない。(5)炉心中心反応率比の解析値は、核分裂反応率比について実験値と5%以内で一致した。捕獲反応率比については実験値との差異が10%近く、測定に用いられた放射化箔の位置を正確に反映させる必要がある。

Collaboration between Russian Institute of Physics and Power Engineering (IPPE) and Japan Nuclear Cycle Development Institute (JNC) named (Investigation of neutronic-physical characteristics and their change when introducing large quantity of neptunium (Np) at different BFS critical assemblies) is under progress. This is the first report of the collaboration to describe experimental information and JNC analysis results on BFS-67 critical experiment. In BFS-67 experiment, nuclear characteristics (criticality, control rod worth, sodium void reactivity, reaction ratio, etc) were measured in 4 different cores with various amounts of Np and location. JNC analysis was perfomed based on a JNC standard analysis scheme as in the analyses of BFS-62 critical experiments. (1)Sensitivity coefficients of Np capture cross section for the sodium void reactivity and control rod worth are large enough and comparable to those of U-238 and Pu-239. This indicates the experimental data can be used to improve design accuracy of Np loaded core. (2)C/E values for the criticality show high accuracy of 0.995 independent of core patterns, indicating accuracy of the calculation is high enough. (3)Calculated values for the sodium void reactivity agree with experimental values within 1cent and there is no influence of Np loading on calculation accuracy. (4)Calculated values for the control rod worth agree with experimental values within experimental errors for enriched B4C control rod. Those for naturaI B4C slightly overestimate. An influence of Np loading is not observed. (5)Calculated values for the reaction ratio agree with experimental values within 5% for fission reactions, whereas those for capture reactions show nearly 10% of differences. Positions of foils used in the measurement should be reflected.