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Characterization of neutron fields in the experimental fast reactor Joyo MK-III core

高速実験炉「常陽」MK-III炉心における中性子照射場特性の評価

前田 茂貴; 伊藤 主税; 大川内 靖; 関根 隆; 青山 卓史

Maeda, Shigetaka; Ito, Chikara; Okawachi, Yasushi; Sekine, Takashi; Aoyama, Takafumi

照射性能を向上させた「常陽」MK-III炉心の核熱特性評価を詳細に把握するため、多重放射化箔,ヘリウム蓄積型フルーエンスモニタ(HAFM),熱膨張差型温度モニタ(TED)を装填した集合体をMK-III炉心に装荷して、測定と解析を実施した。本論文では、このうち、ドシメータによる中性子照射場特性の測定と解析について述べる。(1)合計92セットのドシメータにより、燃料領域から炉容器外照射孔まで含めた範囲の各種反応率分布を系統的に測定し、中性子束や出力分布を実験的に把握できた。(2)炉心燃料領域においては、MK-III炉心管理用に開発整備したHESTIAコードにより、$$^{235}$$U核分裂率を4%以内の誤差で評価できることがわかった。(3)内部構造が非均質な照射試験用集合体については、幾何学形状を厳密にモデル化できるモンテカルロ計算により、計算誤差を6%に低減できる。(4)反射体領域より外側では3次元輸送計算コードTORTが有効であるが、内側反射体については最大で約20%の過大評価となっており、現状ではモンテカルロ計算で補正する必要がある。

In 2003 the Joyo reactor upgrade to the MK-III core was completed to increase the irradiation testing capability. This study describes the detail distributions of neutron flux and reaction rate in the MK-III core were experimentally obtained by characterization test during the first two operating cycles. Accuracy of the calculated methods in fast reactor was evaluated by comparing results of DORT, TORT and MCNP. The all calculated reaction rates of $$^{235}$$U(n,f) agreed well with the measured values about 5% in the fuel region and less than 10% in the reflector region and B$$_{4}$$C shielding subassembly. However, a large discrepancy more than 10% was observed in the central non-fuel irradiation test subassembly and radial reflector region by DORT and TORT. The MCNP can reduce this discrepancy to 6%. Specific areas of difference, such as uranium fission reaction in non-fuel subassemblies, are understood and correction methods were identified.

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