JRR-3シリサイド燃料平衡炉心における照射設備の中性子スペクトル評価手法の確立

Establishment of neutron spectrum evaluation method for irradiation facility in equilibrium core of JRR-3 silicide fuel

中村 剛実  ; 小笠原 礼羅; 牛島 寛章; 岡田 祐次 ; 山口 淳史; 堀口 洋徳; 平根 伸彦

Nakamura, Takemi; Ogasawara, Reira; Ushijima, Hiroki; Okada, Yuji; Yamaguchi, Atsushi; Horiguchi, Hironori; Hirane, Nobuhiko

研究用原子炉JRR-3での照射研究は、熱中性子から高速中性子までを対象に実施されており、照射効果を正確に評価するためには中性子スペクトルの影響を考慮する必要がある。JRR-3は20MWの高出力炉のため燃料と可燃性吸収体のカドミウムワイヤが燃焼し、燃焼度の均一化や長期運転を目的に定期的に燃料のシャッフリングと交換が実施されている。計算解析で確度良く中性子スペクトルを評価するにはこの燃焼履歴を時間的・空間的に正確に再現する必要があるため評価を難しくしている。そこで燃焼を伴うJRR-3シリサイド平衡炉心の照射設備に対して、中性子スペクトルを簡便に確度良く評価できる手法を検討し、評価結果の妥当性を検証した。本手法は、MCNPコードを用いて各照射場の初期推定スペクトルと応答関数を計算し、さらにAu-Al線やNi線等の中性子フルエンスモニターから測定した反応率を用いてSAND-IIによりアンフォールディングするものである。2023年度から2025年度にかけて特性測定を行い、7サイクル分の中性子フルエンスモニターの実測値を用いてアンフォールディングを行った結果、すべてのケースにおいて反応率のC/Eの値が1.000となり収束が良好であること、実測中性子束との差異が水力照射設備HR-1で0.3%以内、気送照射設備PN-2で0.8%以内、垂直照射設備RG-2で0%であることから解スペクトルの結果が妥当であることが分かった。本手法の適用により広く利用ニーズに応えることができ、JRR-3照射場の信頼性が向上することで、照射研究の推進に大きく寄与することが期待できる。

Irradiation studies targeting thermal neutrons to fast neutrons are being conducted at the JRR-3 research reactor, and to accurately evaluate the irradiation effect, it is necessary to consider the influence of the neutron spectrum. Fuels and cadmium wires used as combustible absorbers are burned by reactions with neutrons because the JRR-3 is a high-power 20MW reactor, and the fuel shuffling and replacement are performed periodically to ensure uniform burnup and long-term operation. Since it is necessary to accurately reproduce the burnup history both temporally and spatially, it is difficult to evaluate the neutron spectrum with high accuracy through computational analysis. Hence, we investigated a method that can easily and accurately evaluate neutron spectra at irradiation facility in equilibrium core of JRR-3 silicide fuel and verified the validity of the evaluation results. This method uses data of initial guess spectrum and response functions for each irradiation field calculated using MCNP code, reaction rate measured from neutron fluence monitors such as Au-Al and Ni wire to perform unfolding using SAND-II. We conducted characteristic measurements from fiscal year 2023 to 2025 and performed unfolding using actual measured values from neutron fluence monitors for seven cycles. As a result, in all cases, the C/E ratio of the reaction rate was 1.000, indicating good convergence, and the difference from the unfolding and measured neutron flux was within 0.3% for hydraulic irradiation facility HR-1, within 0.8% for pneumatic irradiation facility PN-2, and 0% for vertical irradiation facility RG-2. This suggests that the results of the unfolded spectrum are valid. The application of this method can meet a wide range of user needs, and it is expected to greatly contribute to the advancement of irradiation research with improved reliability of the JRR-3 irradiation field.