Development of adjusted nuclear data library for fast reactor application

横山 賢治

EPJ Web of Conferences, 281, p.00004_1 - 00004_10, 2023/03

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328100004

我が国では、炉定数調整法に基づく高速炉のための調整核データライブラリの開発を1990年代前半から行ってきた。この調整ライブラリは統合炉定数と呼ばれている。最初のバージョンは1991年に開発され、ADJ91と呼ばれている。近年では、マイナーアクチノイドや高次化プルトニウムの装荷された炉心の予測精度を向上させるために積分実験データの更なる拡張が行われた。2017年からこれらの積分実験データを使った統合炉定数ADJ2017の開発を開始し、2022年には現在最新となる統合炉定数ADJ2017Rが完成した。ADJ2017RはJENDL-4.0をベースに開発されており、619個の積分実験データが利用されている。これまでの開発経緯とともにこの最新版の概要について紹介する。一方で、2021年にはJENDL-5が公開された。JENDL-5の開発では、ADJ2017Rで利用された積分実験データの一部が、核データ評価のために利用された。しかしながら、このことは共分散データには反映されていない。JENDL-5に基づく統合炉定数を開発する際には、この状況を考慮する必要がある。本研究では、感度解析によって簡易的に評価した計算値と実験値の比(C/E値)を使って、JENDL-5に基づく予備的な炉定数調整計算を行った。この予備解析の結果についても議論する。

KRITZ-2臨界実験のベンチマーク解析

奥村 啓介; 川崎 憲二*; 森 貴正

JAERI-Research 2005-018, 64 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-018.pdf:3.26MB

KRITZ-2臨界実験では、微濃縮UO燃料または低Pu富化度のMOX燃料を装荷した3種類の炉心で、常温及び高温(約245C)体系における臨界性と出力分布が測定されている。核データの検証のため、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと4種類の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEF-2.2, ENDF/B-VI.8)を使用して、ベンチマーク解析を行った。その結果、出力分布に関しては、どの核データも実験値とよく一致したが、臨界性と等温温度係数に関しては、JENDL-3.2やJEF-2.2の結果の方が良好であり、より新しい核データ評価であるJENDL-3.3とENDF/B-VI.8の結果は、微濃縮UO炉心の臨界性を過小評価し、等温温度係数を負側に過大評価する傾向が見られた。この原因を調べるため、無限格子計算による詳しい検討を行った結果、核データライブラリ間の差異は、1eV以下のU-235核分裂断面積の差異に起因していることが判明した。

TRACY水反射体付き炉心の核特性評価

曽野 浩樹; 柳澤 宏司*; 三好 慶典

JAERI-Tech 2003-096, 84 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-096.pdf:3.6MB

過渡臨界実験装置TRACYにおける水反射体付き炉心での超臨界実験に先立ち、当該炉心体系の臨界性及び反応度に関する核特性を評価した。解析には、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVP及び2次元輸送計算コードTWOTRAN並びに核データライブラリJENDL-3.3を用いた。TRACYに既設の裸炉心体系における核特性との比較から、水反射体は、動特性パラメータを変化させないが、臨界液位を20%程度,温度反応度係数を610%程度,ボイド反応度係数を18%程度、それぞれ減少させるものと見積もられた。また、Nordheim-Fuchsモデルによると、同一燃料条件及び同一反応度投入条件下では、水反射体系における第1出力バーストのピーク出力は、裸体系の場合に比べて15%程度小さくなるものと評価された。ただし、同モデルでは考慮されていないボイド反応度フィードバック効果が出力特性に与える影響については、同実験結果をもとに評価される予定である。

Nuclear characteristics evaluation for a supercritical experiment facility using low-enriched uranium solution fuel, TRACY

中島 健

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10

TRACYの実験データを用いて、臨界量,/比,ピーク出力,パルスのエネルギーといった核特性量の評価を行った。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を燃料とする超臨界炉であり、同装置により再処理施設のような核燃料処理施設における臨界事故を模擬できる。本評価では、臨界計算及び出力・エネルギーを評価するためのモデルの適用性について検討した。

A Proposal to asian countries with operating research reactors for making nuclear criticality safety benchmark evaluations

小室 雄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.548 - 554, 2000/06

https://doi.org/10.3327/jnst.37.548

1992年、米国エネルギー省は臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトを開始した。その後、本プロジェクトは経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の下での国際的な活動に形態を改め、活動を続けている。活動の成果は「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」と題する文献にまとめられ、その内容は年々更新されている。ハンドブックには世界中のたくさんの施設で行われた臨界実験のデータが収められており、おもに、臨界安全評価手法の検証のための活用が期待されている。しかし、濃縮度20wt%のウラン燃料を用いて臨界実験のデータはまだない。本稿では、この濃縮度ギャップを埋めるため、濃縮度20wt%のウラン燃料炉心を有するアジアの研究炉の研究者に、実験データの提供を訴える。

「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」の紹介

小室 雄一

日本原子力学会誌, 40(9), p.697 - 701, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.697

1992年10月、米国DOEは臨界実験データの鑑定、評価及び編集を行うプロジェクトをINELに委託した。プロジェクトの名称は標記の通りである。その後、本プロジェクトはOECD/NEAの下での国際的な活動として進められている。活動の成果は「International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments」と題する文献にまとめられ、その内容は年々増加している。本稿では、活動の概要を紹介して、ハンドブックの積極的な活用を訴える。

制御棒落下実験における遅れ積分計数法

金子 義彦*; 山根 剛; 島川 聡司; 山下 清信

日本原子力学会誌, 38(11), p.907 - 911, 1996/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.907

積分計数法は原子炉の臨界未満度を決定する制御棒落下実験で広く使用されてきた。制御棒の挿入開始にともなって起る中性子密度の減衰は、その挿入度が低いと遅れる。一点動特性に基づく解析によると、これまで使われてきた積分計数法では、たとえ挿入時間が1~2秒の領域でも反応をかなり過小評価してしまう。高温工学試験研究炉(HTTR)については挿入時間は4~6秒に拡大される。この問題に対処するため遅れ積分計数法を提案する。この方法では、制御棒の落下が完了してから積分計数を始め、また、それ以前の計数に対する補正は瞬時挿入を仮定した一点炉動特性モデルを用いた計算により実施する。その理由は、制御棒落下の遅れの中性子密度減衰の遅れへの影響はその時点でほとんど消失するからである。この方法によれば20ドルもの大きな負の反応度が系統誤差2%の範囲で決定し得る。

Experimental study on criticality accidents using the TRACY

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭; 森田 俊夫*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L83 - L92, 1996/00

TRACYは低濃縮ウラン溶液を用いて超臨界実験を行う装置である。1995年12月20日に、初臨界を達成し、基本的な核特性及び安全性能を測定するための定常実験を開始した。定常実験に引続き、1996年半ばには最初の超臨界実験を開始する予定である。この実験では、約2ドルまでの反応度添加を行う。本報告では、TRACY実験の目的、施設の概要、定常実験結果及び計算との比較について述べる。さらに、超臨界実験の評価結果についても述べる。

NUCEF project and its expected contribution to safety assessment

柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00

現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。

FCAによる大型軸方向非均質炉心の炉物理研究(V); FCA XII-2集合体による実験と解析

岡嶋 成晃; 飯島 進; 早瀬 保*; 大部 誠; 小圷 龍男*; 辻 延昌*

JAERI-M 86-016, 51 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-016.pdf:1.2MB

FCA XII-2集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における3番目の炉心であり、厚さ30cmの内部ブランケットを有し、内部ブランケットの厚さの影響を検討するための体系である。測定項目は、(i)臨界性(ii)反応率分布とは反応率比(iii)サンプル反応度価値とナトリウムボイド反応度価値であり、分布測定については軸方向を対象とした。実験結果はJENDL-2と原研における標準的核特性計算手法を用いて解析を行い、軸方向非均質炉心の核特性計算精度について検討した。

軽水減速UO炉心内の77PuO-UO格子に関する臨界実験と解析

鶴田 晴通; 松浦 祥次郎; 小林 岩夫; 橋本 政男; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 湯本 鐐三*; 菊池 三郎*; 梶山 登司*; et al.

JAERI 1234, 76 Pages, 1974/06

JAERI-1234.pdf:3.03MB

軽水減速UO燃料炉心に77の配列をしたPuO-UO燃料格子を装荷した体系に関して、一連の臨界実験とその解析がTCAを用いて行われた。この研究の目的は一部にプルトニウム燃料を装荷したウラン燃料炉心について、(1)反応度、中性子束分布、および出力分布をウラン燃料にみの場合と比較syること、(2)ウラン燃料体系に適用されている計算方法をプルトニウム混合炉心に適用した場合の精度を評価することにあった。プルトニウム燃料は3、4wt%富化PuO-UOでありまた77格子の水対燃料体積比は1、76、2、00、2、38および2,95の4種類であった。この各々の炉心について、臨界量、中性子密度分布、および出力分布が測定された。計算値の誤差は、実効増倍係数に関して0、3%以内、中性子密度分布および出力分布に関してはそれぞれ最大16%および9%であった。