Azimuthal flux distribution measurements around fuel rods in reduced-moderation LWR lattices

低減速軽水炉格子における周方向中性子束分布測定

吉岡 研一*; 北田 孝典*; 長家 康展  

Yoshioka, Kenichi*; Kitada, Takanori*; Nagaya, Yasunobu

使用済み燃料の減少とウラン資源の効率的利用のために低減速軽水炉の研究が進められている。この炉心の特徴は、負のボイド反応度係数を改善するために、チャンネルストリーミング概念が採用されていることである。この概念は、炉心の非均質性を高め、燃料棒周方向中性子束分布の傾きを急なものとする。このような周方向中性子束分布計算の妥当性を評価するために、低減速軽水炉格子を用いた臨界実験を行い、燃料棒の周方向中性子束分布を測定した。実験は、東芝のNCA臨界実験装置を用いて行い、箔放射化法を用いて中性子束分布を測定した。炉心は、低減速炉心を模擬するために、中央に三角形状の稠密な格子を配置し、その周りを四角形状格子で取り囲んだ2領域炉心とした。ボイド領域を模擬するため、中央の三角格子領域にポリスチレン板のパイルを設置した。周方向中性子束分布は、プラスティックシンチレータで測定された小さい箔の放射能から評価した。測定結果は、連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-3.3を用いて計算した結果と比較し、よく一致することを確認した。

A reduced-moderation LWR has been developed for the reduction of spent fuel and for the efficient utilization of uranium resources. The streaming channel concept to improve the negative void reactivity coefficient is one of the features of the reactor. This concept makes the fuel assembly more heterogeneous. The geometrical heterogeneity makes azimuthal neutron flux distribution of fuel rods steep. To validate azimuthal neutron flux distribution calculation, we measured the distribution around fuel rods in reduced moderation LWR lattices. These measurements were conducted in NCA with the foil activation method. The core consisted of the central triangular tight lattice zone and the outer driver zone of a square lattice. A pile of polystyrene plates for simulating void fraction was installed into the triangular tight lattice. Azimuthal neutron flux distributions were deduced from the activity of these small foils measured with plastic scintillators. Measurements were compared to calculations by the MVP code with JENDL-3.3. It was found that calculations agreed well with measurements.