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Measurement and analysis of feedback reactivity in the Monju restart core

もんじゅ再起動炉心におけるフィードバック反応度測定と分析評価

北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平

Kitano, Akihiro; Takegoshi, Atsushi*; Hazama, Taira

フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K$$_{R}$$)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K$$_{IN}$$)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。K$$_{R}$$のC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、K$$_{IN}$$は等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2$$^{circ}$$C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。

A feedback reactivity measurement technique was developed based on a reactivity model featuring components that depend on the reactivity coefficients, denoted as reactor power (K$$_{R}$$) and reactor vessel inlet temperature (K$$_{IN}$$). This technique was applied to the feedback reactivity experiment conducted in the Monju system start-up test in May 2010. A thorough evaluation considering all possible biases and uncertainties revealed that the reactivity coefficients can be evaluated with a measurement uncertainty smaller than 3%. The evaluated reactivity coefficients were simulated considering the temperature distribution in the core. The C/E value of K$$_{R}$$ showed good agreement between calculated and measured values within the established uncertainty, and the value of K$$_{IN}$$ was consistent with that reported in a previous isothermal temperature coefficient experiment. The measured and calculated fuel subassembly outlet temperatures also agreed well within 0.2$$^{circ}$$C.

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パーセンタイル:57.25

分野:Nuclear Science & Technology

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