Evaluation of nuclear characteristics of light-water-moderated heterogeneous cores in modified STACY

STACY更新炉における軽水減速非均質体系の核特性評価

井澤 一彦 ; 青山 康夫; 曽野 浩樹 ; 小川 和彦 ; 柳澤 宏司 ; 三好 慶典

Izawa, Kazuhiko; Aoyama, Yasuo; Sono, Hiroki; Ogawa, Kazuhiko; Yanagisawa, Hiroshi; Miyoshi, Yoshinori

日本原子力研究開発機構では、炉物理研究,臨界安全研究等の多様なニーズに対応するため、溶液系の臨界実験装置であるSTACYを棒状燃料と軽水減速材を使用する軽水減速型臨界実験装置に更新する計画である。更新に先立ち、STACY更新炉の核特性解析を実施した。計算には、連続エネルギーモンテカルロコードMVP,多群輸送計算コードDANTSYSを評価済み核データJENDL-3.3と組合せて使用した。解析の結果、STACY更新炉の反応度制御系に成立性があること及び原子炉停止系が原子炉停止余裕の制限値を満足する見通しがあることを確認した。また、本解析によってSTACY更新炉の反応度係数(温度,ボイド)及び動特性パラメータ(即発中性子寿命,実効遅発中性子割合)の変化特性が明らかとなった。

For reactor physics and criticality safety researches, the Static Experiment Critical Facility (STACY) will be modified. In the modification, the present STACY, solution-fuel-type homogeneous cores, will be converted to fuel-pin-type heterogeneous cores moderated by light water. For nuclear safety design of the modified STACY, computational analyses have been carried out by using a Monte Carlo code MVP and a transport code system DANTSYS with cross-section data based on the JENDL-3.3. In the analyses, basic nuclear characteristics have been evaluated, such as criticality, water-level worth and reactor shutdown margin. By the results of these analyses, the feasibility of reactivity control mechanism and the sufficiency of reactor shutdown margin of the modified STACY were confirmed. In addition, temperature and void coefficients of reactivity and kinetic parameters were obtained to comprehend nuclear characteristics of the modified STACY.