一点炉動特性方程式に基づく未臨界状態における出力の漸近的挙動

Asymptotic behavior of power in subcritical state based on one-point kinetics equation

山根 祐一  

Yamane, Yuichi

再処理施設における溶液の誤移送や原子炉及び臨界集合体での臨界近接、福島第一原子力発電所での燃料デブリ取出しなど、未臨界状態の核燃料に反応度が添加される条件で、反応度添加終了後の全反応度と、出力の漸近的挙動とを関係づける方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。従来の未臨界度評価手法では、核燃料内部の組成や構造に基づいて即発中性子寿命を計算により求める必要があるが、導出した新たな方程式には即発中性子寿命が含まれない。このため、体系の大きさや内部の組成及び構造を知ることなく中性子検出器の計数率のみで未臨界度を評価できる可能性を示すことができた。一点炉動特性コードによる数値計算で得られた出力挙動のデータと比較し、両者がほぼ一致することを確認した。

In the condition such as erroneous transport of nuclear fuel solution in fuel reprocessing plant, criticality approach in reactor and critical assembly, the retrieval work of fuel debris in FUKUSHIMA DAI-ICHI, and so on, in which an amount of reactivity is inserted into nuclear fuel in a subcritical state, an equation is derived which relates the total reactivity to the asymptotic behavior of the power based on one-point kinetics equation. Existing methods of reactivity measurement needs prompt neutron lifetime, the calculation of which requires the information of the composition and structure of the nuclear fuel. But the new equation doesn't include prompt neutron lifetime. Therefore, it is clearly shown the possibility of reactivity measurement only with neutron counts without the information of inside the nuclear fuel. The power profile calculated by using the new equation shows good agreement with that by using one-point kinetics code.