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報告書

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

報告書

Analysis of measurements for a Uranium-free core experiment at the BFS-2 critical assembly

Hunter

JNC-TN9400 99-049, 74 Pages, 1999/04

JNC-TN9400-99-049.pdf:2.03MB

本報告書は、ロシア・オブニンスク物理エネルギー研究所(IPPE)の臨界実験施設BFS-2において実施されたBFS-58-1-I1実験の測定値に対する解析結果を記載したものである。同実験体系は、Pu燃焼炉としてUが存在しない炉心を構成したものである。測定量は、実効増倍係数、Naボイド反応度価値、物資サンプル反応度価値及び反応率比である。解析における基本核データライブラリは、JENDL-3.2を用いた。種々の物質構成を持つ実験体系各部の実効断面積はSLAROM及びCASUPにより求めた。この際、2次元的な物質配置を1次元非均質モデルで処理するために、3種類のオプションを用いて検討を行った。中性子束分布及び実効増倍係数は、2次元r-z体系で、拡散理論(CITATION)及び輸送理論(TWOTRAN2)を用いて求めた。反応度価値は、直接計算及び厳密摂動計算(拡散計算の場合PERKYを、輸送計算の場合SN-PERTを使用)によって求めた。実験体系仕様及び実験結果の詳細は、ロシアへの委託研究ISTC-220の報告書をベースに、不明点をIPPE技術者から追加入手した。解析結果については、ISTC報告会でIPPE及び仏CEAの結果を入手した。参考のため、本実験値に対するIPPE及び仏CEAによる解析値も記載した。実効増倍係数は、解析値が実験値に対して1.1%$$delta$$k/kk'大きかった。Naボイド反応度価値のC/E値は約1.06だった。これらは実験解析上の誤差を考慮すれば整合性に問題ない結果と考えられる。物質サンプル反応度価値のC/E値は概ね1.1$$sim$$1.3の範囲であり、各種反応率比のC/E値は1.0からのずれが大きかった。これらについては、実験解析上の誤差からは合理的な説明ができず、IPPE提示の実験誤差や今回使用した解析モデルの改善等についてさらなる検討が必要である。本実験解析の実施により、Uが存在しない炉心体系における解析精度に関する情報が初めて得られたことに加え、今後推進されるロシアとの研究協力を通じて解析対象とすべきBFS-2臨界実験体系のモデル化に関する知見を蓄積できた。なお、今後の検討に資するため、BFS-58-1-I1実験体系に関するIPPEの提示情報、計算モデル構築上修正する必要性が生じた情報、及び解析用データセットをそれぞれ付録にまとめた。

論文

Analysis of critical experiment BFS-61 by using the continuous energy Monte Carlo code MVP and the JENDL-3.1 nuclear data

秋江 拓志; 高野 秀機; 平岡 徹; A.G.Morozov*; V.S.Smirnov*; V.V.Orlov*

Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.544 - 548, 1994/00

鉛冷却高速炉の開発にあたってロシアで実施された臨界実験BFS-61の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。核データライブラリJENDL-3.1を使用した。MVPによって計算された実効増倍率は、ロシアで実施された連続エネルギーモンテカルロコードMCNPとJENDL-3ライブラリによる結果と良く一致し、実験結果を0.3%程過少評価する。また、MVPの結果は実験値やMCNPの結果と比べて、反応率比C8/F5(U-238捕獲/U-235核分裂)を過少評価し、F9/F5(Pu-239核分裂/U-235核分裂)を過大評価する。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,8-2; MA核変換関連測定データの体系的整備・評価

横山 賢治; 石川 眞; 沼田 一幸; 宇佐美 晋; 竹田 敏一*

no journal, , 

高速炉炉心設計に反映可能なMA積分実験データベースの構築のため、国内外のMA核変換に関する測定データの整備を行っている。その一環として、ロシアの高速炉臨界実験装置BFS-1及びBFS-2において行われたNp装荷実験のデータを対象に詳細な評価を行い、解析精度と実験データの有用性を評価した結果について報告する。

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