Measurement and analysis of reactivity worth of Am sample in water-moderated low-enriched UO fuel lattices at TCA

櫻井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*; Liem, P. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.816 - 825, 2011/05

https://doi.org/10.3327/jnst.48.816

The reactivity worths of 22.82 grams of Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO fuel lattices in seven cores of the Tank Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data with a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the Am capture cross-section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the Am capture cross-section of JENDL-3.3 by 25 30%.

JENDLによる核種生成量予測精度の検討

奥村 啓介; 大木 繁夫*; 山本 宗也*; 松本 英樹*; 安藤 良平*; 辻本 和文; 笹原 昭博*; 片倉 純一; 松村 哲夫*; 青山 卓史*; et al.

JAERI-Research 2004-025, 154 Pages, 2005/01

JAERI-Research-2004-025.pdf:19.46MB

本報告書は、シグマ研究委員会・核燃料サイクル専門部会・核種生成量評価ワーキンググループ(WG)における平成1315年度の活動成果についてまとめたものである。同WGでは、軽水炉及び高速炉で照射されたUO又はMOX燃料、及び高速炉で照射されたアクチノイド試料に対する照射後試験の解析を、JENDL-3.2, JENDL-3.3及びその他の海外の核データライブラリとORIGENコードやより詳細な解析コードを使用して行った。これらの結果から、核種生成量評価の予測精度の現状と問題点が論じられる。さらに、最新のJENDL-3.3に基づくORIGENコード用のPWR, BWR, FBR用の断面積ライブラリの作成,ORIGEN計算への中性子スペクトルインデックスの導入検討、及びORIGENユーザーへの核種生成量評価に対する期待精度のアンケート調査といった活動の成果についても報告する。

OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIA; Criticality calculations of BWR spent fuel assemblies in storage and transport

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 安藤 良平*

JAERI-Research 2000-041, 179 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-041.pdf:6.11MB

この報告書は、経済開発機構原子力機関(OECD/NEA)の後援の下に燃焼度クレジット臨界計算ワーキンググループで実施されたベンチマーク問題IIIAの最終結果を示す。ベンチマーク問題は、1層の沸騰水型原子炉使用済燃料集合体配列モデルの中性子増倍率(k)に対する、現行の計算コード及びデータ・ライブラリの組み合わせが持つ予測能力を確認することを意図している。全部で22題のkを計算するベンチマーク問題を提案している。以下のパラメタの効果を検討する: 冷却期間、FP核種考慮の有無、軸方向燃焼度分布考慮の有無、燃焼時の軸方向ボイド率分布または一定ボイド率の考慮。22題のうち5題の問題については、軸方向の核分裂割合の分布も要求している。9ヶ国からなる17機関の寄与により、21組の結果を提示している。参加者により計算されたk値の平均値からの相対的な広がりは、ほぼ1%k/kの幅に収まっている。また、核分裂割合分布計算値の平均からのずれは、多くの場合において5パーセントの範囲内にあるとの結果を得ている。

使用済軽水炉燃料の核種組成評価

安藤 良平*; 高野 秀機

JAERI-Research 99-004, 270 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-004.pdf:21.43MB

消滅処理炉では、発電炉からの使用済燃料を再処理した時の高レベル廃液中に含まれるマイナーアクチニド(MA)や核分裂生成物(FP)を発電しながら消滅することを目的としている。発電炉の中心となっている軽水炉では、今後、高燃焼度化やMOXの本格利用等が計画されており、使用済燃料中のプルトニウムやMA組成も多様化すると考えられる。そこで、軽水炉(炉型:PWR及びBWR)で使用される取出燃焼度60GWd/tHMまでの高燃焼度化燃料(燃料タイプ:UO2燃料及びMOX燃料)について使用済燃料の核種組成を統合化燃焼計算コードシステムSWATで評価すると共に得られた核種組成を燃料形態(取出燃焼度・燃料タイプ・炉型)や冷却期間をパラメータにして比較検討し、種々の使用済燃料におけるMA生成量及びFP生成量について包括的な知見が得られた。本検討結果は、今後、消滅処理炉を検討する際の基礎データとして利用する。

TCAにおけるAm-241サンプル反応度試験,1; 試験結果及び核データ誤差に起因する計算値の誤差評価

桜井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*

no journal, , 

現行の核データライブラリーにおける熱から共鳴エネルギーでのAm-241中性子捕獲反応断面積を検証するために、原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築した水対燃料体積比が0.56から3と異なる6種類の炉心においてAm-241酸化物サンプル(23g)の反応度価値を測定し、解析を行った。サンプル反応度価値は、炉心中心において0.4%2.1%の精度で測定した。解析はJENDL-3.3核データを用いて連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより行った。TCAを模擬した体系の中心にサンプルを挿入する場合としない場合の各々で実効増倍率を計算し、それらの差よりサンプル反応度価値を統計精度0.6%1.1%で得た。その結果、計算は測定値を4%9%過小評価する結果となった。さらに、この実験と計算の不一致の原因を調べるために、JENDL共分散ファイルをもとに、核データの誤差に起因する計算値の誤差について評価を行った。

FCAを用いた軽水炉MOX炉心のドップラー反応度測定試験,1; 全体計画及びU炉心での第1試験結果

安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 山本 徹*; 安藤 良平*

no journal, , 

軽水炉MOX炉心の中性子スペクトルを模擬する試験体系をFCAに構成し、ウラン及びプルトニウムのサンプルを用いたドップラー反応度を測定し、MOX燃料のドップラー反応度評価に資するデータを取得することを計画・実施中である。本発表では、その全体計画と第1試験として実施したウラン炉心でのウランサンプルを用いたドップラー反応度測定及び解析の結果を報告するものである。本試験では、JENDL-3.3及びこれまでのFCA実験において実績のある解析手法を用い実験解析を行った結果、臨界性やドップラー反応度について良好な解析予測精度が得られることを確認した。