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Measurement and analysis of $$^{238}$$U doppler reactivity effect in FCA cores simulating light-water-moderated MOX fuel lattices

軽水減速MOX燃料格子を模擬したFCA炉心における$$^{238}$$Uドップラー反応度効果の測定と解析

安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 川崎 憲二*

Ando, Masaki; Fukushima, Masahiro; Okajima, Shigeaki; Kawasaki, Kenji*

軽水減速MOX燃料での$$^{238}$$Uドップラー反応度のデータを新たに取得し、現行解析コードシステム及び核データの予測精度を評価することを目的として、FCAを用いた$$^{238}$$Uドップラー反応度の測定を実施した。実験では、組成や径の異なる種々の天然ウランサンプルを用い中性子スペクトルを変化させたMOX燃料軽水炉模擬炉心及びウラン炉心において、室温から800$$^{circ}$$Cまでのドップラー反応度を測定した。解析においては、現行の高速炉及び熱中性子炉標準解析コードシステムと最新の核データJENDL-3.3を用いた。両解析コードとも計算と実験の比(C/E)はMOX炉心に対して0.96から1.06の範囲となり、ウラン炉心と同様に実験誤差の範囲内で良い一致を得た。

$$^{238}$$U Doppler reactivity effect was measured using the FCA facility for the purpose of obtaining the data of the $$^{238}$$U Doppler reactivity effect in light-water-moderated MOX fuel and evaluating the prediction accuracy of current analysis code systems and nuclear data library. The experimental data of the Doppler reactivity effect from room temperature up to 800$$^{circ}$$C were obtained using various cylindrical natural-uranium samples in the mockup cores for MOX-fueled LWR with different neutron energy spectra and in a uranium fueled core. The analyses were performed using current standard analysis code systems for fast and thermal reactors with JENDL-3.3 data library. Both the analyses yielded calculated/experimental (C/E) ratios of 0.96 to 1.06 for the MOX cores, which showed a good agreement with the experiment within the experimental error and were similar to those in the uranium core.

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分野:Nuclear Science & Technology

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