Evaluation of criticality safety measures for fuel storage of critical assemblies in STACY

臨界実験装置施設(STACY)の核燃料物質貯蔵設備の臨界安全評価

石井 淳一; 井澤 一彦 ; 大久保 卓哉; 小川 和彦 

Ishii, Junichi; Izawa, Kazuhiko; Okubo, Takuya; Ogawa, Kazuhiko

日本の新規制規準に適合させるため、臨界実験装置施設(STACY)では、既設の燃料貯蔵庫を改造することとしている。改造では、形状寸法管理を適用する燃料貯蔵庫に対し、機器の変形等を考慮しても臨界とならないよう、中性子吸収材を追加する設計としている。また、その臨界安全設計の妥当性を確認するために、未臨界解析を行った。本解析には、中性子断面積データとして、評価済みの核データライブラリJENDL-3.2を使用した。中性子増倍率は、連続エネルギーモンテカルロコードMVP及びSRACのPIJコードを使用して計算した。解析の結果、全ての燃料貯蔵庫は未臨界確保に係る安全要件を満足できることを確認した。

For compliance with the new regulatory requirements in Japan, the Static Critical Experiment Facility (STACY) has been remodeling the existing fuel storages. In the remodeling, the existing fuel storage spaces, to which shape and dimension management are applied, are designed to add a neutron absorber for the critical control, taking into account the case of shape and dimension collapse. In order to confirm the validity of the criticality safety design, subcritical calculations were performed. In the calculations, the Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-3.2, was used to cross reference the data. The neutron multiplication factor was calculated using a continuous-energy Monte Carlo code, MVP, and PIJ code in the SRAC code system. It has been confirmed from the results that all fuel storages comply with the safety criteria required to ensure subcriticality.