Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1299644

FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種(Np, Pu, Pu, Pu, Am, Am, Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、Cm対Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場におけるPu対Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。

Fission rate ratios of FCA-IX assemblies as integral experiment for assessment of TRU's fission cross sections

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

EPJ Web of Conferences (Internet), 111, p.07002_1 - 07002_5, 2016/03

https://doi.org/10.1051/epjconf/201611107002

高速炉臨界実験装置FCAでは、1980年代に7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)において、7つのTRU核種( Np, Pu, Pu, Am, Am, Cm and Pu)に関する核分裂率比が測定された。FCA-IX炉心では、燃料領域が燃料及び希釈材の単純な組合せにより構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。FCA-IX炉心に関しては、近年、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、これらの核分裂率比に関するベンチマークモデルが整備された。本研究では、本ベンチマークモデルの適用例として、モンテカルロ計算コードによるJENDL-4.0の積分評価を実施した。解析値と実験値に有意な差異が示され、TRU核種の核分裂断面積の評価・改善に期待できることが分かった。

FCA-IX炉心におけるTRU核種の核分裂率比に関するベンチマーク問題の整備

福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則

JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種(Np, Pu, Pu, Pu, Am, Am, Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。

Measurement and analysis of reflector reactivity worth by replacing stainless steel with zirconium at the fast critical assembly (FCA)

福島 昌宏; 北村 康則; 安藤 真樹; 久語 輝彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(10), p.961 - 965, 2012/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2012.723173

Zirconium alloy instead of stainless steel (SS) has been considered as an effective reflector to improve the neutron economy in the experimental fast reactor JOYO. The aim of the present study is to demonstrate the effectiveness of the zirconium (Zr) reflector compared with the SS reflector in a fast reactor core. The FCA-XXVIII-1(3) core was built at the fast critical facility (FCA) and the reflector reactivity worth was measured by replacing SS with Zr at the peripheral region of the core. The experimental result of the positive reflector reactivity worth demonstrates the effectiveness of the Zr reflector compared with the SS reflector in the fast reactor core. This paper also focuses on the validation of standard calculation methods used for fast reactors with JENDL-4.0. As a result, it is confirmed that the standard calculation methods for the reflector reactivity worth show agreement within the experimental error.

keV領域のU捕獲断面積の再評価のためのウラン燃料を用いたナトリウムボイド反応度に関するFCA実験及び解析

福島 昌宏

核データニュース(インターネット), (101), p.49 - 54, 2012/02

http://wwwndc.jaea.go.jp/JNDC/ND-news/pdf101/No101-07.pdf

ロシアの臨界実験装置BFS実験により取得されたウラン燃料を用いた高速炉心におけるナトリウムボイド反応度の積分データに対して、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2に比べて大幅に悪化することが報告された。これは、JENDL-3.3におけるENDF/B-VI.5のU分離共鳴パラメータ採用による1keV付近の捕獲断面積の増加が原因であり、この共鳴パラメータが採用されている米国のENDF/B-VII.0や欧州のJEFF-3.1等の世界の主要な核データライブラリーでも同様な問題が起こることが指摘された。そこで、この問題を国際協力によって解決するために、WPECにおけるサブグループ29が提案された。その一環としてkeV領域のU捕獲断面積の検証に資するため、日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置(FCA)を用いてウラン燃料を用いたナトリウムボイド反応度に関する積分データを新規に取得するとともに、JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0及びJEFF-3.1を用いて、連続エネルギーモンテカルロによる実験解析を実施した。本報告では、これらのベンチマーク計算について紹介する。

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

The capture cross section of U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC Subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculation to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility which is another fast critical assembly in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of U.

Experiment and analysis for criticality in small fast reactor with reflector at FCA

福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 木下 泉*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09

日本原子力研究開発機構の高速炉臨界実験装置FCAを用いて反射体付き小型高速炉の模擬体系を構築し、境界領域の核特性評価の信頼性向上を目的としたベンチマーク実験を実施した。高速炉における標準的な中性子輸送計算コードシステムを用いて臨界性に関する実験解析を実施した結果、70群エネルギー群定数及び輸送近似散乱断面積等を用いた標準的な計算条件では、1.5%/ほど過大評価する結果となった。これに対して、反射体の主材料である鉄の数10keVから1MeVのエネルギー領域の散乱反応等を適切に評価するために、より詳細なエネルギー群数(140群)及び高次の非等方散乱(3次オーダー)を考慮した解析を行った。その結果、計算予測精度に対して1%/程度の改善が見られることを示した。

Development of optical fiber detector for measurement of fast neutron

八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまでThが利用されてきた。これは、Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。

Application of bias factor method with use of exponentiated experimental value to prediction uncertainty reduction in coolant void reactivity of breeding light water reactor

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 森 貴正; 竹田 敏一*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.73 - 82, 2008/00

https://doi.org/10.1299/jpes.2.73

本研究では、実機炉心とは逆の符号を持つ反応度価値測定値、すなわち実機炉心とは逆の符号の感度係数を持つ実験値を使用する場合に従来バイアス因子法では予測誤差が増加する問題を解決するため、バイアス因子法に累乗化実験値の概念を導入し、これをFCA-XXII-1臨界実験を活用して水冷却増殖炉心の冷却材ボイド反応度の予測誤差低減へ応用した。数値計算結果から、従来法では予測精度の改善が見られなかったのに対し、累乗化実験値概念が予測精度を向上させることが確認された。よって、累乗化実験値概念が効果的に実験結果を活用するとともに、バイアス因子法の適用性を拡張するものであると結論づけられる。

Application of bias factor method with use of virtual experimental value to prediction uncertainty reduction in void reactivity worth of breeding light water reactor

久語 輝彦; 森 貴正; 小嶋 健介; 竹田 敏一*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

MOX燃料稠密格子軽水炉のためにFCA22-1炉心を用いた臨界実験結果を活用して、水冷却増殖炉のボイド反応度価値の予測誤差の低減を評価した。本研究では、仮想実験値として累乗化した実験値を用いてバイアス因子法を拡張した。この拡張による実機炉心特性の予測誤差の低減について定式化した。数値計算の結果、本概念により誤差が低減することが示された。本概念の導入は、実験データを有効に活用するとともに、バイアス因子法の適用方法を拡張するものであると結論づけられる。