「常陽」高性能炉心の照射場特性評価法の高度化研究,2; 実測ドシメトリーに基づく中性子照射量評価

Research study to advance irradiation field characterization method of Joyo MK-III core, 2; Evaluation of neutron irradiation condition by mean of neutron dosimetry

前田 茂貴   ; 伊藤 主税   ; 青山 卓史 ; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*

Maeda, Shigetaka; Ito, Chikara; Aoyama, Takafumi; Saikawa, Takuya*; Masui, Tomohiko*

炉心を2領域にし、高速中性子束を従来の1.3倍に増加させた高速実験炉「常陽」の高性能炉心(MK-III炉心)の照射場特性評価法の高度化研究の成果を2件のシリーズ発表にて報告する。本発表では、シリーズ発表の第2報として、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)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、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%の過大評価となった。

In 2003, Joyo MK-III core was upgraded to increase the irradiation testing capability. This paper describes the details of distributions of neutron flux and reaction rate in the MK-III core that was measured by characterization tests during the first two operating cycles. The calculation accuracy of the core management codes HESTIA, TORT and MCNP, was also evaluated by the measured data. The calculated fission rates of U by HESTIA agreed well with the measured one within approximately 4% in the fuel region. MCNP could simulate within 6% in the central non-fuel irradiation test subassembly and the radial reflector region, while large discrepancies were obtained in TORT results. Hence, the precise geometry model was effective in evaluating the neutron spectrum and the flux at such locations.