Systematic measurements and analyses for lead void reactivity worth in a plutonium core and two uranium cores with different enrichments

プルトニウム炉心及び2つの異なる濃縮度のウラン炉心を用いた鉛ボイド反応度価値に関する系統的な測定及び解析

福島 昌宏   ; Goda, J.*; 大泉 昭人   ; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; Sanchez, R.*; Walker, J.*; 辻本 和文 

Fukushima, Masahiro; Goda, J.*; Oizumi, Akito; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hayes, D.*; Hutchinson, J.*; McKenzie, G.*; McSpaden, A.*; Sanchez, R.*; Walker, J.*; Tsujimoto, Kazufumi

鉛の断面積を検証するために、燃料組成の異なる3つの高速中性子スペクトル場における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を、米国の国立臨界実験研究センターの臨界実験装置Cometを用いて系統的に実施した。今回、2016年と2017年に実施した高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心の実験に引き続き、プルトニウム/鉛炉心での実験が完了した。プルトニウム/鉛炉心の構築では、アルゴンヌ国立研究所のZero Power Physics Reactor(ZPPR)で1990年代まで使用されたプルトニウム燃料を用いている。また、高濃縮ウラン/鉛炉心に関して、実験の再現性を高精度・高精度で保証するデバイスをCometに新に設置し、2016年の実験手法の再検討を行い、実験データの再評価を実施した。更に、これらの燃料組成の異なる3つの炉心における鉛ボイド反応度価値の実験データを用いて、モンテカルロ計算コードMCNPバージョン6.1により、最新の核データライブラリJENDL-4.0およびENDF/B-VIII.0を検証した。その結果、ENDF/B-VIII.0は、全ての炉心における実験データの再現性が良好であることを確認した。一方、JENDL-4.0は、高濃縮ウラン/鉛炉心と低濃縮ウラン/鉛炉心における実験データを再現する一方で、プルトニウム/鉛炉心では、20%以上過大評価することが明らかになった。

To validate lead (Pb) nuclear cross sections, a series of integral experiments to measure lead void reactivity worth was conducted systematically in three fast spectra with different fuel compositions on the Comet critical assembly of the National Criticality Experiments Research Center. Previous experiments in a high-enriched uranium (HEU)/Pb and a low-enriched uranium (LEU)/Pb systems had been performed in 2016 and 2017, respectively. A follow-on experiment in a plutonium (Pu)/Pb system has been completed. The Pu/Pb system was constructed using lead plates and weapons grade plutonium plates that had been used in the Zero Power Physics Reactor (ZPPR) of Argonne National Laboratory until the 1990s. Furthermore, the HEU/Pb system was re-examined on the Comet critical assembly installed newly with a device that can guarantee the gap reproducibility with a higher accuracy and precision, and then the experimental data was re evaluated. Using the lead void reactivity worth measured in these three cores with different fuel compositions, the latest nuclear data libraries, JENDL 4.0 and ENDF/B VIII.0, were tested with the Monte Carlo calculation code MCNP version 6.1. As a result, the calculations by ENDF/B-VIII.0 were confirmed to agree with lead void reactivity worth measured in all the cores. It was furthermore found that the calculations by JENDL 4.0 overestimate by more than 20% for the Pu/Pb core while being in good agreements for the HEU/Pb and LEU/Pb cores.