Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 60-cm-diameter cylindrical core

三好 慶典; 馬野 琢也; 外池 幸太郎; 井沢 直樹; 杉川 進; 岡崎 修二

Nuclear Technology, 118(1), p.69 - 82, 1997/04

https://doi.org/10.13182/NT97-A35358

NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYでは、1995年2月の初回臨界試験以後、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液燃料を用いて最初のシリーズの臨界実験を実施した。本報告書は、臨界安全設計に用いられている解析コードの信頼性評価に資するため、直径60cmの円筒タンクを用いた基本炉心に関する臨界データを公表するものである。実験では、ウラン濃度及び反射条件を主要なパラメータとして炉心条件を変更し、硝酸濃度を約2.2mol/lに保持し、ウラン濃度を313g/lから225g/lの範囲で変化させた。ここでは、ベンチマークデータとして水反射体付炉心及び反射体なしの炉心に関して、各々7ケース及び5ケースを選定している。また、我が国で整備された核データファイルJENDL3.2を用いて、2次元SN輸送コードTWOTRANと3次元モンテカルロコードMCNP4Aによる解析結果についても示し、中性子実効増倍率に関する相互比較を行った。

Improvements on burnup chain model and group cross section library in the SRAC system

秋江 拓志; 奥村 啓介; 高野 秀機; 石黒 幸雄; 金子 邦男*

JAERI 1323, 68 Pages, 1992/01

JAERI-1323.pdf:1.79MB

高転換軽水炉(HCLWR)の燃焼解析の精度を向上するために、SRACシステムの格子燃焼計算に用いられるデータの改訂と、その機能の追加が行われた。核分裂生成核種(FP)とアクチナイド核種の燃焼を精度よく扱うために、新しい燃焼チェーンモデルが開発された。JENDL-2に基づく群定数ライブラリSRACLIB-JENDL2が、特にFPと高アクチナイド核種に重点をおいて作成された。核分裂当りの放出エネルギー等のデータも修正された。さらに、炉心燃焼計算に用いられる巨視的断面積の作成の便のために、新たな機能がSRACの格子燃焼計算に追加された。HCLWR格子モデルを用いて、これらの改良の効果を調べるための燃焼計算が行われた。