BFS臨界実験解析; BFS-62-1体系の解析

杉野 和輝; 岩井 武彦*; 庄野 彰

JNC TN9400 2000-098, 182 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-098.pdf:5.74MB

ロシア解体核処分支援を目的として、核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)とロシアの物理エネルギー研究所(IPPE)との共同研究が開始され、その一環として、サイクル機構において、高速炉臨界実験装置BFS-2を用いて構成された体系であるBFS-62の実験解析を実施している。本報告書は、BFS-62シリーズにおいて最初に構築された体系であるブランケット付き濃縮U02燃料炉心BFS-62-1体系の実験解析に関するものである。解析においてはJUPITER実験解析等で用いられてきた高速炉の標準解析手法が採用されているが、3次元解析を行うための十分な情報が得られていないために2次元RZ体系計算による解析を中心に行い、3次元解析については予備評価に留めた。また、核設計基本データベースとしてのBFS実験解析データの有効利用の観点から、炉定数調整計算により、JUPITER臨界実験解析との整合性評価を行った。実験解析の結果、臨界性、反応率比については実験値との良い一致が得られた。他方、反応率分布については、不純物水素含有の有無による2種類のNaの配置を正確に取り扱う必要があり、これを忠実にモデル化できる3次元解析が不可欠であることが明らかとなった。また、ブランケット領域、遮蔽体領域における反応率にも改善の余地が大いにあることが分かった。制御棒価値については、その形状をより正確に取り扱うことの可能な3次元解析モデルの適用により、解析結果の改善が見られた。更に、Naボイド反応度については、測定された反応度が非常に小さいことに加え、解析の不確かさが非常に大きいことから、当面はその情報を炉定数調整に用いるべきではないと判断される。JUPITER実験の解析結果とBFS-62-1体系実験の解析結果を用いることにより炉定数調整計算を行った。その結果、実験値からのずれの大きいBFS-62-1体系反応率分布解析結果の使用は炉定数調整に悪影響を及ぼすものの、それを除いた臨界性、反応率比、制御棒価値解析結果のみを用いた場合は、妥当な調整結果が得られることが分かった。このように、BFS-62-1実験解析とJUPITER実験解析との間には整合性の見られることが分かり、BFS-62-1実験解析データの活用はJUPITER実験では不足していたU-235の情報を補完する観点から非常に有効であるとの見通しが得られた

Conceptual core design study of plutonium rock-like oxide fuel PWR

秋江 拓志; 高野 秀機; 安濃田 良成; 室村 忠純

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.1136 - 1141, 1997/00

余剰のプルトニウムの処分のために、ジルコニア(ZrO)あるいはトリア(ThO)をベースとする岩石型酸化物燃料(ROX燃料)の研究を進めている。安全解析の結果からジルコニア型ROX(Zr-ROX)燃料炉心のドップラー反応度係数と出力ピーキングを改善する必要があることがわかったので、Zr-ROX燃料にUOとErOを添加し、さらにGdOの添加割合を減らした。その結果プルトニウム燃焼性能は多少落ちるものの、MOX燃料炉心よりははるかに良い。このようなROX燃料炉心の制御は、B濃縮BC制御棒によって十分行えることもわかった。

核設計基本データベースの整備 -最新手法によるJUPITER-I実験解析-

核設計DB W*

PNC TN9410 92-278, 347 Pages, 1992/09

PNC-TN9410-92-278.pdf:7.93MB

大型FBR炉心のための核設計基本データベース整備の一環として,日米共同大型高速炉臨界実験(JUPITER)のフェーズI(電気出力6080万kWe級の2領域均質炉心模擬体系シリーズ)について,これまでの炉物理研究の成果として確立された最新解析手法を用いて再解析を行い,これを評価した。今回用いた解析手法及び主要解析結果を示す。(1)解析手法 (1)核断面積:JENDL-2ベースの70群高速炉用定数セットJFS-3-J2(89年版)(2)セル計算 :プレートストレッチモデル,Toneの方法によるプレート非均質効果カレント重み輸送断面積(3)体系基準計算 :3次元XYZ体系18群拡散計算,Benoistの異方性拡散係数(4)体系補正計算 :3次元輸送,メッシュ,非対象セル,AMM効果など(2)解析結果(1)臨界性のC/E(計算/実験)値は,各炉心間(ZPPR-9,10A10D/2)でよく安定しており,0.9937+ー0.0006である。炉心体積やCRP有無などに対するC/E値依存性は見られない。(2)制御棒価値のC/E値は,各炉心の中央部から径方向の外側に行くほど大きくなる径方向依存性が見られる(511%)。また,反応率分布のC/E値にも同様の径方向依存性(25%)が見られ,制御棒価値の傾向とほぼ対応している。(3)C28/F49,F25/F49の反応率比C/E値は各炉心間で安定しており,内側炉心部では,それぞれ1.06,1.03である。(4)Naボイド反応度のC/E値は,炉心中央部平均で約+25%の過大評価である。

FCA V-3集合体におけるBC模擬制御棒実験と解析

溝尾 宣辰; 松野 義明*; 前川 洋; 飯島 勉; 小林 圭二*; 中村 知夫; 弘田 実彌

JAERI-M 9055, 63 Pages, 1980/09

JAERI-M-9055.pdf:2.07MB

高速実験炉「常陽」の工学的模擬実験を目的として構成されたFCA V-3集合体において、BC模擬制御棒の反応度価値の測定と解析を行った。V-3集合体は「常陽」とブランケット組成に大きな差異がある上、実験に使用するBC模擬制御棒も常陽のそれの1/2サイズである。したがって、われわれは計算値対実験値(C/E)の存在する範囲を追求することにより、「常陽」の設計計算方式の妥当性を検定し、設計精度の向上に資することとした。模擬制御棒価値は、実験では系の末臨界度を中性子源増培法によって測定し、一方計算値はJAERI-FAST Version2を用い、均質拡散近似で求めた。ただし、模擬制御棒領域の実効断面積は衝突確率法によってあらかじめ求めたものを用いた。本研究で取扱った未臨界度は-6%k/kに及ぶが、この範囲でC/Eは概ね1.00~1.03に収まっていることが判明した。

中性子源増倍法に関する理論的補正の信頼性

溝尾 宣辰

JAERI-M 7135, 30 Pages, 1977/06

JAERI-M-7135.pdf:1.15MB

中性子源増倍法に理論的補正を行う際に、観測値を静的反応度に対応する量にする為の補正係数は、計算で求めるものである。本研究は、計算手法に内在する近似や群定数の不確かさの補正係数に対する影響を吟味し、補正法の信頼性を検討したものである。解析的検討は、変分法を用いた。補正係数に対する変分表現の汎関数を導出した。この汎関数について演算子の誤差の影響を調べた。数値計算例は、FCAVII-1 90Z集合休における模擬制御棒価値の実験について、種々の方法で補正係数を求めて比較検討した。補正係数の信頼性は、休系の媒質に関する正確な情報を用意せず、単純な計算法においても損なうものでないことが判明した。したがって、この補正法は、高燃焼の実用炉に対しても、有効に適用出来ることが判明した。