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高速実験炉「常陽」MK-I炉心燃料組成に関する照射後試験データ解析

Analysis of Post-Irradiation Experiments on the Core Fuel composition of the Fast Experimental Reactor "JOYO" MK-I

横山 賢治; 神 智之*

Yokoyama, Kenji; Jin, Tomoyuki*

高速炉の開発において、炉心燃料の燃焼に伴う同位体組成変化の予測精度の検証と向上は、重要な技術開発項目のひとつである。高速炉の開発において、炉心燃料の燃焼に伴う同位体組成変化の予測精度の検証と向上は、重要な技術開発項目のひとつである。本研究では、高速実験炉「常陽」MK-I炉心で照射された燃料集合体に対して実施された照射後試験(PIE: Post Irradiation Experiments)データの解析を行った。照射後試験の結果として照射後燃料の同位体組成比が測定されており、燃焼に伴う原子数密度の変化率を解析評価対象とした。高速炉の開発において、炉心燃料の燃焼に伴う同位体組成変化の予測精度の検証と向上は、重要な技術開発項目のひとつである。本研究では、高速実験炉「常陽」MK-I炉心で照射された燃料集合体に対して実施された照射後試験(PIE: Post Irradiation Experiments)データの解析を行った。照射後試験の結果として照射後燃料の同位体組成比が測定されており、燃焼に伴う原子数密度の変化率を解析評価対象とした。原子数密度変化率は、初期組成データの誤差の影響を強く受けるため、PIEデータに最小自乗法を適用して、得られる直線の傾きに基づいて原子数密度変化率を評価することにより、初期組成の依存性を排除した。今回の解析では、現在利用可能な約80点のすべての炉心燃料のPIEデータに対して解析を実施した。解析では核データライブラリJENDL-3.2に基づく70群3次元Tri-Z体系による拡散計算を行い、照射位置での中性子スペクトルを考慮した燃焼計算を実施した。この結果、主要な核種(U-235、U-236、U-238、Pu-239、Pu-241)については、計算値と実験値は2 10%の範囲で一致した。ただし、解析手法にはまだ改善の余地があるため、今後、これらのPIEデータを用いて解析手法の高度化と検証を行う必要がある。 一方、核データライブラリとしてJENDL-3.3を用いた解析も実施し、ライブラリ効果を評価した。この結果、JENDL-3.3を用いることで、U-236、Pu-241の原子数密度変化率がともに約5%大きくなり、主にU-235、Pu-240の捕獲断面積の改訂が影響していることが分かった。今後、解析精度の向上及び誤差の定量化を図ることで、これらの核データの検証や燃焼解析手法の検証に「常陽」のPIEデータを適用できる可能性があることが分かった。

In the development of fast reactors, it is important to verify and improve the prediction accuracy of isotopic composition change by burnup. In this study, post irradiation experiment (PIE) data of fuel assemblies irradiated in the experimental fast reactor "JOYO" MK-I core was analyzed. As the isotopic composition after irradiation had been measured in the PIE, the authors selected to evaluate the rate of change of atomic number density (RC) by burnup. The RCs strongly depend on the error of the initial atomic number density. Therefore, the authors evaluated RCs based on the sample regression constants with the linear-square method in order to remove the dependency on the error of the initial atomic number density. The analysis was carried out for all the avajlable - 80 point PIE data on core fuel$$_{assemblies.}$$ In the analysis, the 70 group diffusion calculation with 3-dimensional Tri-Z geometry model was performed by using the nuclear data library JENDL-3.2, and the burn up calculation considering neutron spectrum in the irradiation position was carried out. As a result of the analysis, calculated value agreed with experimental values within 2--10 % on the main nuclides, such as U-235, U-236, U-238, Pu-239 and Pu-241. However, it is necessary to upgrade and verify the analysis method by using these PIE data since there is a room for improvement of the analysis models. 0n the other hand, the nuclear data library effect was also evaluated by using JENDL-3.3. It was found that JENDL-3.3 increased both RCs of U-236 and Pu-241 by -5% due to the revisions of U-235 and Pu-240 capture cross-sections. In the future, improvement of the analysis model and quantification of the error will make it possible to apply the PIE data of "JOYO" for the verification of these nuclear data.

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