高転換軽水炉を模擬したFCA XV炉心系における臨界実験の特性試験と臨界性評価

Evaluation of criticality of FCA XV core series simulating high conversion light water reactor

櫻井 健 ; 福島 昌宏   

Sakurai, Takeshi; Fukushima, Masahiro

高速炉臨界実験装置FCAを用いて高転換軽水炉の核特性を模擬するために実施した臨界実験のうち、プルトニウム燃料を主として用いた第2フェーズ実験のXV炉心系の臨界性の評価を行い、核データライブラリーJENDL-4.0とJENDL-5及び連続エネルギー法による中性子輸送計算モンテカルロコードMVP3による解析を行った。臨界性の評価では、FCAのウランとプルトニウムの燃料板や減速材等の模擬物質板の重量や組成の不確かさの影響を取り入れた詳細な不確かさ評価を実施した。解析では、FCAの燃料や格子管の構造を詳細に模擬して計算を行った。JENDL-4.0とJENDL-5のいずれを用いても、実効増倍率の計算結果は実験結果を0.4%から0.8%過大評価した。

Experimental data obtained in the Fast Critical Assembly (FCA) simulating a High Conversion Light Water Reactor (HCLWR) were evaluated for the criticality of assemblies XV series in the second phase of FCA-HCLWR experiments, primarily using plutonium fuel. Analysis was performed using the nuclear data libraries JENDL-4.0 and JENDL-5 and the Monte Carlo code MVP3, which calculates neutron transport using the continuous energy method. In the evaluation of criticality, a detailed uncertainty assessment was performed, taking into account the effects of uncertainties in the weight and composition of the uranium and plutonium fuel plates and simulated material plates such as moderator in the FCA. The analysis involved detailed simulations of the fuel and lattice tube structures in the FCA. The calculation results for the effective multiplication factor overestimated the experimental results by 0.4% to 0.8% using both JENDL-4.0 and JENDL-5.