10%濃縮硝酸ウラニル水溶液の平板形状基本炉心の臨界特性

菊池 司; 三好 慶典; 鳥井 義勝*; 山根 祐一; 外池 幸太郎

JAERI-Tech 99-038, 61 Pages, 1999/04

JAERI-Tech-99-038.pdf:2.75MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYで、厚さ28cmの平板形状炉心タンクを用いた臨界実験を行った。このうち、水反射条件及び反射なし条件の基本炉心の臨界特性について報告する。実験ではディジタル反応度計を用い、臨界近傍での給排液操作による反応度測定を行った。この測定データに基づき、臨界液位と液位微分反応度を導出した。さらに、実効遅発中性子割合の評価の基礎となる反応度バックリング係数も与えた。一連の実験で得られた平板形状基本炉心の臨界データはウラン濃度約300~460g/lの範囲で、水反射条件7点、反射なし条件5点である。

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。