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Characterization of neutron fields using MCNP in the experimental fast reactor JOYO

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前田 茂貴; Wootan, D. W.; 関根 隆

Maeda, Shigetaka; Wootan, D. W.; Sekine, Takashi

高速実験炉「常陽」は、高速中性子照射炉としての照射性能を向上させたMK-III炉心の本格運転を開始した。このMK-III炉心での照射場の詳細な評価を行うため、連続エネルギーモンテカルロコード"MCNP"を用いた照射条件評価手法を確立した。MCNPによる解析では、JENDL-3.2ベースの断面積ライブラリーを用い、計算体系については炉心構成要素を燃料ピンレベルまで詳細にモデル化し、別途拡散理論に基づく炉心管理コードシステムで求めた燃焼組成を入力し、固有値計算を行った。中性子束の絶対値は、定格出力での総発熱量を用いて規格化した。本解析手法の精度をMK-II炉心での実測ドシメトリーにより評価した結果、反応率及び中性子束の比較で良い一致を示し、従来用いている輸送計算手法に比べて、非均質性の強い試験用集合体内や反射体領域での中性子束を精度良く評価できることを確認した。今後は、MK-III炉心第1サイクル、第2サイクルで実施した核特性測定試験の結果によりMK-III炉心での評価精度を確認し、照射条件評価手法として利用していく。

An extensive set of neutron dosimeters ranging from the core center to beyond the reactor vessel were irradiated during the first two operating cycles of the MK-III core to allow a detailed characterization of the neutron spectra and flux distributions for this new core configuration. New analysis methods for predicting the reaction rates for comparison with the dosimetry measurements based on the MCNP code were developed. Analysis of previous MK-II cycle 34-35 dosimetry tests was used to verify the methods. Core models were developed for the different types and locations of dosimetry test assemblies and biasing schemes were developed. MCNP optimization techniques and the C/E differences were explored. Most of the important parameters that affect the reaction rate calculations and measurements were investigated.

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