高速実験炉「常陽」MK-I性能試験の再評価と最新炉物理解析手法に基づく解析評価

Reevaluation of Experimental Data and Analysis with the Latest Reactor Physics Calculation Method on Fast Experimental Reactor JOYO MK-I Perfomance Tests

横山 賢治   ; 沼田 一幸*; 庄野 彰; 石川 真

Yokoyama, Kenji; Numata, Kazuyuki*; Shono, Akira; Ishikawa, Makoto

「常陽」MK-I炉心は、プルトニウムとウランの混合酸化物(MOX)を炉心燃料とし、炉心の周りには劣化ウランのブランケットで囲まれた典型的な高速増殖炉心である。「常陽」MK-I炉心には照射用の特殊燃料集合体等は装荷されておらず、炉物理的な解析評価に適したシンプルな炉心構成となっているため、ベンチマーク問題用のデータとして貴重なものとなる。この「常陽」MK-Iの性能試験データをOECD/NEAが推進する国際炉物理ベンチマーク実験(IRPhE: Interenational Reactor Physics Benchmark Experiments)プロジェクトに登録するために、最新の炉物理解析手法を用いて解析評価した。この解析評価にあたり、現在までに得られている知見や最新解析手法による計算結果を用いて当時の実験値のノミナル値及び実験誤差を再評価した。実験誤差の評価では測定誤差だけでなく組成誤差及び形状誤差も見直した。なお、実験誤差評価では、IRPhEの評価指針にしたがって統計誤差、系統誤差に分離して評価している。解析については1999年度に一度実施しているが、それ以降に改訂された炉定数、開発された超微細群格子計算コード等の最新解析手法を用いて、全面的に解析し直した。解析結果は、ベンチマーク問題に活用できるように、可能な限り解析モデルの違いに基づいた補正係数を分離して求めた。これらの補正係数から解析誤差を推定し評価した。更に、今回の再評価で得られたC/E値、解析誤差、実験誤差を用いて、炉定数調整計算をすることで従来得られている臨界実験データとの整合性評価も実施した。この結果、従来のデータとの整合性を確認し、また、U-235の遅発中性子データやB-10の捕獲断面積、O、Na、Fe等の軽核種の弾性散乱断面積の精度向上に関する情報が含まれていることも確認できた。今回得られた結果はIRPhEベンチマーク問題の整備だけでなく、次期統合炉定数の開発にも利用することができる。

"JOYO" MK-I has a typical fast breeder reactor core which was fuelled by plutonium-uranium mixed oxide (MOX) and the fuel region was surrounded by blanket consisting of depleted uranium oxide. Since it has a simple core geometry without any other special irradiation subassembly, it is suitable for the reactor physics analysis. The experimental data acquired in the "JOYO" MK-I performance tests are analyzed with the latest analysis methods in order to resister the data in the IRPhE (International Reactor Physics Benchmark Experiments) project. For this analysis, nominal values and uncertainties of the experimental data were reevaluated by using knowledge obtained after the MK-I performance test and calculation results based on the latest analysis methods. As the nuclear characteristics for the analysis, we selected the criticality, the control rod worth, the isothermal temperature coefficient, the fuel replacement reactivity worth and the sodium void reactivity worth, which were measured in unburnt cores prior to the first power ascension to 50MWth. In this evaluation, not only the measurement uncertainty but also geometry uncertainty and composition uncertainty are considered. All the uncertainties are evaluated with a classification into the random and the systematic components, according as the guideline of IRPhE. The analysis of "JOYO" MK-I was previously carried out in the fiscal year of 1999. In this report, the analysis is totally carried out again with the revised group constants and the latest analysis codes such as the ultra-fine group lattice calculation code. In order for use in the benchmark problem preparation, the analytical results are shown with various correction factors that are estimated from the difference between analytical models. The uncertainties of analysis results are also evaluated by considering the correction factors. Furthermore, a consistency evaluation with the other existing critical experiment data is carried out by performing ...