Reevaluation of experimental data and analysis on experimental fast reactor JOYO MK-I performance tests

高速実験炉「常陽」MK-I性能試験の実験データ及び解析再評価

横山 賢治   ; 庄野 彰*; 石川 眞

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

「常陽」MK-I性能試験で得られた1970年代後半の実験データを、原子力機構の最新の高速炉解析システムで解析して再評価した。高速炉の核設計精度向上を目的として、MK-I性能試験の後に得られた知見や最新の解析手法で得られた計算結果を用いて、ノミナル値及び誤差を再評価した。すべてのノミナル値は本論文で提案される制御棒干渉効果補正式を用いて補正された。また、考えられる誤差要因すべてを評価して定量化した。解析結果は、対象としたすべての核特性(臨界性,制御棒価値,ナトリウムボイド反応度,燃料置換反応度,等温温度係数)に対して、実験誤差及び核データ誤差の範囲内で測定値と一致した。

Experimental data acquired in the experimental fast reactor JOYO MK-I performance tests in the late 1970s have been revaluated and analyzed with a nuclear analysis system for fast reactors used in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). For the purpose of improving the prediction accuracy of nuclear characteristics, nominal values and uncertainties of the experimental data were revaluated by using knowledge obtained after the MK-I performance test and calculation results based on the latest reactor physics analysis methods. All the nominal values were corrected by using a formulation of control rod interaction effects proposed in the present paper, and all the possible uncertainty factors were evaluated and quantified. The analysis results agreed well with measured values within the experimental and nuclear-induced uncertainties for all the nuclear characteristics of the criticality, control rod worth sodium void reactivity, fuel replacement reactivity and isothermal temperature coefficient.