Reevaluation of experimental data and analysis on experimental fast reactor JOYO MK-I performance tests

横山 賢治; 庄野 彰*; 石川 眞

Nuclear Science and Engineering, 157(3), p.249 - 263, 2007/11

https://doi.org/10.13182/NSE06-109

「常陽」MK-I性能試験で得られた1970年代後半の実験データを、原子力機構の最新の高速炉解析システムで解析して再評価した。高速炉の核設計精度向上を目的として、MK-I性能試験の後に得られた知見や最新の解析手法で得られた計算結果を用いて、ノミナル値及び誤差を再評価した。すべてのノミナル値は本論文で提案される制御棒干渉効果補正式を用いて補正された。また、考えられる誤差要因すべてを評価して定量化した。解析結果は、対象としたすべての核特性(臨界性,制御棒価値,ナトリウムボイド反応度,燃料置換反応度,等温温度係数)に対して、実験誤差及び核データ誤差の範囲内で測定値と一致した。

高速実験炉「常陽」MK-I性能試験の再評価と最新炉物理解析手法に基づく解析評価

横山 賢治; 沼田 一幸*; 庄野 彰; 石川 真

JNC TN9400 2005-024, 372 Pages, 2005/05

JNC-TN9400-2005-024.pdf:25.83MB

「常陽」MK-I炉心は、プルトニウムとウランの混合酸化物(MOX)を炉心燃料とし、炉心の周りには劣化ウランのブランケットで囲まれた典型的な高速増殖炉心である。「常陽」MK-I炉心には照射用の特殊燃料集合体等は装荷されておらず、炉物理的な解析評価に適したシンプルな炉心構成となっているため、ベンチマーク問題用のデータとして貴重なものとなる。この「常陽」MK-Iの性能試験データをOECD/NEAが推進する国際炉物理ベンチマーク実験(IRPhE: Interenational Reactor Physics Benchmark Experiments)プロジェクトに登録するために、最新の炉物理解析手法を用いて解析評価した。この解析評価にあたり、現在までに得られている知見や最新解析手法による計算結果を用いて当時の実験値のノミナル値及び実験誤差を再評価した。実験誤差の評価では測定誤差だけでなく組成誤差及び形状誤差も見直した。なお、実験誤差評価では、IRPhEの評価指針にしたがって統計誤差、系統誤差に分離して評価している。解析については1999年度に一度実施しているが、それ以降に改訂された炉定数、開発された超微細群格子計算コード等の最新解析手法を用いて、全面的に解析し直した。解析結果は、ベンチマーク問題に活用できるように、可能な限り解析モデルの違いに基づいた補正係数を分離して求めた。これらの補正係数から解析誤差を推定し評価した。更に、今回の再評価で得られたC/E値、解析誤差、実験誤差を用いて、炉定数調整計算をすることで従来得られている臨界実験データとの整合性評価も実施した。この結果、従来のデータとの整合性を確認し、また、U-235の遅発中性子データやB-10の捕獲断面積、O、Na、Fe等の軽核種の弾性散乱断面積の精度向上に関する情報が含まれていることも確認できた。今回得られた結果はIRPhEベンチマーク問題の整備だけでなく、次期統合炉定数の開発にも利用することができる。

Reduction of Cross-Section-Induced Errors of the BN-600 Hybrid Core Nuclear Parameters by Using BFS-62 Critical Experiment Data

庄野 彰; 羽様 平; 石川 真; Manturov, G.*

Proceedings of International Conference on the Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004), 95315 Pages, 2004/00

ロシア解体核処分方策の有力候補として検討されているBN-600ハイブリッド炉心の核設計パラメータの不確かさ評価結果を炉物理等に関する国際的な専門家会議(PHYSOR-2004)にて報告する。評価に際しては、IPPEとの共同研究によって取得したBFS-62炉心データをサイクル機構の解析システムで評価した結果も活用した。炉定数調整法の適用により核設計パラメータの不確かさが大幅に低減されること、BFSと他の高速炉の実験解析データ間に良好な整合性があること、不確かさ低減に寄与する断面積の特定と性質などを検討し、まとめた。

Effects of Nuclear Data Library on BFS and ZPPR Analysis Results

庄野 彰; Mantourov, G.

Nuclear Science and Engineering, 144(3), p.211 - 218, 2003/07

https://doi.org/10.13182/NSE03-A2354

高速炉の臨界性解析結果に及ぼす日口の核デ-タライブラリの相違による影響を解析評価した。JUPITERシリ-ズの3炉心とBFS-62シリ-ズの4炉心について、拡散計算コ-ドCITATION-FBRによる3次元Hex-Z体系計算を行った。この結果、ABBN-93核デ-タライブラリを適用することによる臨界性への影響は、JUPITER炉心及びBFS-62炉心のうち燃料領域にPuを含む炉心(BFS-62-3及びBFS-62-4)の場合約0.3%であった。BFS-62炉心のうちUO2燃料炉心(BFS-62-1及びBFS-62-2)においては、核デ-タライブラリによる影響は約0.1%であった。感度解析により、この差異の主要因はウランと鉄の断面積であることがわかった。この他、種々の計算手法による補正項を算出し、解析誤差として見込むべき不確かさを評価した。

統合炉定数ADJ2000の使用に係る炉定数効果の評価

庄野 彰; 千葉 豪; 沼田 一幸*

JNC TN9400 2002-062, 39 Pages, 2002/11

JNC-TN9400-2002-062.pdf:1.07MB

平成13年度の高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究(以下、「実用化戦略調査研究」と記す)の炉心核特性の検討においては、JENDL-3.2ベースの高速炉用70群炉定数JFS-3-J3.2を種々の臨界実験解析結果によって調整した統合炉定数ADJ2000(70群構造、2001年6月に公開)が使用された。ADJ2000を使用して得られる核特性計算値には、JFS-3-J3.2作成時に使用された重み関数(中性子スペクトル)が検討対象炉心の真の値と異なることによる影響(以下、「炉定数効果」と記す)が含まれているので、より確度の高い設計検討を行うためには炉心概念や核特性によって異なる炉定数効果を考慮する必要がある。本報告書には、実用化戦略調査研究で検討されている下記8種類の高速炉炉心概念について炉定数効果を評価した結果を示す。評価対象とした核特性は、臨界性、燃焼欠損反応度、冷却材ボイド反応度(ガス冷却炉の場合は冷却材減圧反応度)、ドップラー反応度、増殖比である。[炉定数効果を評価した炉心概念](1)ナトリウム冷却酸化物燃料炉心(大型及び中型)、(2)ナトリウム冷却金属燃料炉心(中型)、(3)鉛ビスマス冷却窒化物燃料炉心(中型)、(4)炭酸ガス冷却酸化物燃料炉心(大型)、(5)ヘリウム冷却被覆粒子型燃料炉心(大型)、(6)ヘリウム冷却密封ピン型燃料炉心(大型、2種類)

BFS臨界実験解析-BFS-62-3A及び62-4炉心の解析

羽様 平; 庄野 彰; 岩井 武彦*; 佐藤 若英*

JNC TN9400 2002-036, 113 Pages, 2002/06

JNC-TN9400-2002-036.pdf:4.44MB

ロシア解体核処分支援を目的に、核燃料サイクル開発機構ではロシアの物理エネルギー研究所との共同研究により、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いてBN-600を模擬した実験の解析を実施している。本報告は、BN-600に部分的にMOX燃料を装荷し、ブランケットをステンレス鋼に置換した炉心(BN-600ハイブリッド炉心)の模擬炉心(BFS-62-3A炉心)、及びBFS-62-3A炉心のステンレス鋼をブランケットに戻したBFS-62-4炉心の解析に関するものである。解析はJUPITER実験解析で培われた標準解析手法に基づいて実施した。その結果、臨界性と反応率比については十分な精度で実験値と一致することを確認した。制御棒価値や反応率分布については、BFS-62-4炉心では特に問題は見られなかったが、BFS-62-3Aについてはステンレス鋼領域での反応率分布を約20%過大に、制御棒価値の一部を約10%過小に評価することを確認した。Naボイド反応度については20%以上の過小評価となったが、炉定数の高度化により改善を図った結果、実験値とほぼ一致することを確認した。また、これまでのBFS-62シリーズ間の解析精度を比較することにより、MOX燃料の部分的な装荷は解析精度に有意な影響を与えないことを確認した。本解析では、精度評価に加えてBFS-62-3A炉心によるBN-600ハイブリッド炉心の模擬性が重要であり、両炉心の核特性解析値を比較評価した。その結果、中性子スペクトル、核分裂反応率比、核分裂反応率分布及び制御棒価値については模擬性を有しているが、MOX燃料装荷に伴い重要となるNaボイド反応度については、非漏洩項に大きな差異があることが分かった。

Experimental Analysis Results on BN-600 Mock-up Core Characteristics at the BFS-2 Critical Facility

庄野 彰; 杉野 和輝; 羽様 平; 石川 眞

International Conference on the New Frontiersof Nu, 0 Pages, 2002/00

ロシア解体核処分支援の一環で実施しているJNC-IPPE共同研究において、BFS-2を使ってロシアの高速発電炉BN-600の炉心を模擬した状態で実施した臨界実験(BFS-62炉心)の解析結果を報告する。現行炉心を模擬した体系(BFS-62-1)、ブランケット領域をステンレス鋼反射体で置換した体系(BFS-62-2),及び燃料の一部をMOX燃料で置換したハイブリッド炉心模擬体系(BFS-62-3A)について、臨界性、炉心中心核分裂反応率比(スペクトルインデックス)、Naボイド反応度価値,制御棒価値,核分裂反応率分布の解析結果及び適用した解析手法を示す。JNC及びIPPEの標準的な解析手法による解析精度を示すとともに、臨界性及びNaボイド反応度価値についてはさらに詳細な手法を適用した検討結果も示した。本件は、IPPEが発表する論文"BN-600 Hybrid Core Mock-up at BFS-2 Critical Facility"と対をなすものである。

弥生炉を用いたTRU核種の崩壊熱の測定・評価

大川内 靖; 庄野 彰; 越塚 誠一*

JNC TY9400 2001-017, 117 Pages, 2001/05

JNC-TY9400-2001-017.pdf:3.3MB

崩壊熱は、原子炉除熱系の設計や使用済燃料の取扱において重要である。本研究は、マイナーアクチニドの崩壊熱を高速中性子源「弥生」を用いて測定したものである。U-235は冷却時間19秒20,000秒、Np-237は冷却時間64秒20,200秒の範囲で測定を行った。 弥生炉のグレージングホール中心で、U-235は10秒及び100秒、Np-237は100秒及び500秒照射した。線エネルギースペクトルは、NaI(Tl)シンチレーション検出器を用いて測定した。線エネルギースペクトルは、プラスチックシンチレーション検出器と-弁別用比例計数管を組み合わせ、同時計数を取ることで測定した。規格化に用いる核分裂数は、Ge検出器で測定した線エネルギースペクトルから評価した。 測定したパルス波高分布はバックグランドを除去した後に、検出器の応答関数を用いて、FERDOコードによりアンフォールディング処理を行った。アンフォールディング処理されたエネルギースペクトルは、単位時間当たりの核分裂数で規格化した。そして、規格化されたエネルギースペクトルから、有限時間照射崩壊熱を求めた。有限時間照射崩壊熱は、照射条件の異なる実験値や各種計算値と比較ができないので、瞬時照射崩壊熱に変換した。U-235とNp-237に対する線崩壊熱結果をJNDC-V2を用いた総和計算値と比較した。U-235の測定結果は、冷却時間が150秒250秒の範囲で比較的よく一致した。Np-237の測定結果は、冷却時間が250秒350秒の範囲で比較的よく一致した。 U-235とNp-237に対する線崩壊熱結果をJNDC-V2を用いた総和計算値と比較した。U-235の測定結果は、測定した全ての冷却時間領域においてよく一致した。Np-237の測定結果は、冷却時間が200秒2,500秒の範囲でよく一致した。冷却時間が2,500秒20,000秒の範囲では、Np-237の中性子捕獲反応によって生成するNp-238からの線が影響することがわかった。

弥生炉を用いたMA崩壊熱測定 -線崩壊熱測定 -

大川内 靖; 庄野 彰

JNC TN9400 2001-001, 100 Pages, 2000/08

JNC-TN9400-2001-001.pdf:2.83MB

U-235及びNp-237における高速中性子核分裂による核分裂生成物からの線崩壊熱を、放射線計測法(線エネルギースペクトルを測定する方法)を用いて測定した。試料は、東京大学の高速中性子源「弥生炉」を用いて照射した。線エネルギースペクトルの測定は、NaI(Tl)シンチレーション検出器を用いて行い、照射中の核分裂数の評価は、Ge検出器を用いて測定した線エネルギースペクトルから求めた。測定された線(1024chのパルス波高分布)はバックグランドを差し引き、検出器の応答関数のエネルギー群構造に一致するように340群へバンチングした。バンチングしたパルス波高分布は、アンフォールデイングコードFERDOと検出器の応答関数を用いてエネルギースペクトルに変換した。エネルギースペクトルに変換後、核分裂数で規格化し、エネルギーで積分することで測定したタイムステップ毎の崩壊熱を得た。実験から直接得られる有限時間照射崩壊熱は、照射条件が異なる実験値や各種計算値との比較ができないので、瞬時照射崩壊熱に変換した後、JNDC-V2を用いた総和計算値と比較した。今回測定したU-235の結果は、同様の手法を用いて測定された他の結果と約10%で一致しており、実験手法の再現性が確認できた。今回測定したNp-237の結果は、冷却時間が約200秒2500秒の範囲でJNDC-V2を用いた総和計算値と約8%で一致した。今後の課題として、実験誤差の検討、核分裂数の最終評価などが挙げられる。また、冷却時間の短いデータの精度を上げるために短時間照射の追加測定を行う必要がある。冷却時間の長いデータの精度向上のためには、データ処理の改善が必要である。また、線崩壊熱については線と同様の測定データを得ており、エネルギー校正や検出器の応答関数に留意して線崩壊熱と同様のデータ処理、総和計算との比較を進める予定である。

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。