崩壊炉心の核的挙動に関する研究; 最新の手法を用いたFCA VIII-2燃料スランピング実験解析

Study on disrupted core neutronics; Analysis of FCA VIII-2 fuel slumping experiments based on recent core analysis methods

藤田 哲史; 福島 昌宏   ; 久語 輝彦 ; 石川 眞; 飛田 吉春; 水野 正弘*

Fujita, Satoshi; Fukushima, Masahiro; Kugo, Teruhiko; Ishikawa, Makoto; Tobita, Yoshiharu; Mizuno, Masahiro*

日本原子力研究開発機構(JAEA)の高速炉臨界実験装置(FCA)で高速炉の1次元的炉心崩壊を模擬して実施されたFCA VIII-2燃料スランピング実験について、JAEAが整備した最新の核特性解析手法を用いて解析を実施した。実効断面積は、JENDL-3.3から、板状燃料の非均質配置を考慮して作成した。等方拡散係数・約2.5cmメッシュによる70群拡散厳密摂動で反応度を求め(基準計算)、S輸送計算(輸送補正),超微細群計算(詳細群補正),Benoistの非等方拡散係数による拡散計算(非等方補正)により補正し、最終的な反応度を計算した。反応度計算結果は実験結果から20%以内であり、反応度変化が大きく測定精度の高い体系では約10%で一致した。また、反応度の予測誤差を断面積の感度係数とJENDL-3.3の共分散から評価した結果、合計値は約20%となった。このように、解析の結果、実験予測誤差範囲内で燃料移動による反応度を再現した。また、上下非対称体系では輸送補正により漏洩項が約半分になること等、大規模な燃料移動に対しては輸送効果を考慮することが必須であることが確認された。

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