並列タイトル等Evaluation of neutronic characteristics of TRACY water-reflected core system
一般注記過渡臨界実験装置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6$\sim$10\%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。
Prior to the supercritical experiments using a water-reflected core of the TRACY Facility, neutronic characteristics regarding criticality and reactivity of the core system were evaluated. In the analyses, a continuous energy Monte Carlo code, MVP, and a two-dimensional transport code, TWOTRAN, were used together with a nuclear data library, JENDL-3.3. By comparison to the characteristics in the former-used bare core system of TRACY, the water reflector was estimated not to change the kinetic parameter and to reduce the critical solution level by $\sim$20 \%, the temperature coefficient of reactivity by 6$\sim$10 \%, and the void coefficient of reactivity by $\sim$18 \%, respectively. According to the Nordheim-Fuchs model, the first peak power during a power excursion was evaluated to be $\sim$15 \% smaller than that in the bare system under the same conditions of fuel and reactivity insertion. The influence of the void feedback effect of reactivity, which is left out of consideration in the model, on the power characteristics will be evaluated from the results of the experiments.
一次資料へのリンクURL/JAERI-Tech-2003-096.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System