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Isothermal temperature coefficient evaluation for the Monju restart core

もんじゅ再起動炉心における等温温度係数評価

毛利 哲也; 丸山 修平; 羽様 平; 鈴木 隆之

Mori, Tetsuya; Maruyama, Shuhei; Hazama, Taira; Suzuki, Takayuki

臨界性、制御棒価値に引き続き、もんじゅ再起動炉心で実施された等温温度係数測定試験のデータ評価について述べる。最確値とその誤差を最も詳細なレベルで評価した。炉心間のデータ比較のために前回性能試験のデータも同レベルの詳細度で評価した。詳細評価の結果、再起動炉心の温度係数は前回試験に比べて約8%絶対値が低下することを確認した。感度解析により、その変化がおもに$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの組成変化によるものであることを示した。解析精度を2種類の核データについて比較し、JENDL-4.0を使用した場合に前回試験の結果を実験誤差2%内で解析できることを確認した。一方、再起動炉心の結果に対しては、整合した結果が得られていないことが判明した。詳細に分析した結果、これまで想定していなかった外乱が影響している可能性を見いだした。

The present paper describes the evaluation of the isothermal temperature coefficient data obtained in the Monju restart core. As in the preceding evaluations on the criticality and the control rod worth, the best-estimate value and its uncertainty are evaluated as accurately as possible. Data obtained in the previous test is evaluated in the same level of detail. The measured data shows that the fuel composition change from the previous test decreases the magnitude of the temperature coefficient by $$sim$$8%. Through a sensitivity analysis, it is confirmed that the decrease is mainly brought by the composition of $$^{241}$$Pu and $$^{241}$$Am. The best accuracy within the experimental uncertainty of 2% is attained for the previous core by a calculation with JENDL-4.0. Results for the restart core show inconsistent behavior and require a further investigation.

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パーセンタイル:48.35

分野:Nuclear Science & Technology

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