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Design of water-moderated heterogeneous cores in new STACY facility through JAEA/IRSN collaboration

JAEA/IRSN協力事業におけるSTACY更新炉の軽水減速非均質炉心の設計

井澤 一彦 ; 外池 幸太郎 ; Leclaire, N.*; Duhamel, I.*

Izawa, Kazuhiko; Tonoike, Kotaro; Leclaire, N.*; Duhamel, I.*

原子力機構では、福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの臨界特性に係る解析を臨界実験により検証するため、定常臨界実験装置(STACY)の更新作業を進めている。更新後は、まず燃料デブリ模擬材を含まない炉心で精度の高い臨界実験を行い、基準となる炉心を確立する必要がある。原子力機構は、フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と協力して基準炉心の設計を進めている。設計検討にあたり、格子板と棒状燃料の製作精度に着目し、各パラメータが中性子実効増倍率に及ぼす影響を、基準となる3種類の格子間隔の炉心(1.15cm, 1.5cm, 2.55cm)において解析した。解析には、これらのパラメータのSTACY更新炉における製作精度が現行のSTACYと同等であると仮定し、それらが中性子実効増倍率に及ぼす影響をモンテカルロコードMCNP5の摂動計算機能を使用して評価した。核データには、評価済み核データライブラリJENDL-4.0を使用した。

In the post-Fukushima prospect, Japan Atomic Energy Agency, JAEA, intends to re-open its Static Experiment Critical Facility STACY, in order to contribute to the validation of fuel debris calculations in conditions close to those affected by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. The reactor core of STACY is being modified by JAEA from homogeneous solution fuel core to heterogeneous pin-type fuel core. The first step of critical experiments is to establish reference experiments involving lattices of UO$$_2$$ rods without fuel debris. A design of such experiments is in progress for the widest range of moderation ratios in the frame of JAEA/IRSN collaboration. For that purpose, perturbation calculation technique and stochastic geometry modeling technique were used with the MCNP5 and the JENDL-4.0 evaluated nuclear data library. The proposed paper will discuss all the aforementioned issues.

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