並列タイトル等Results of Nuclear Design Accuracy Evaluation on BN-600 Hybrid Core
一般注記ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分協力の一環で実施したBFS-62体系の臨界実験解析結果を反映し、BN-600ハイブリッド炉心の核設計精度をサイクル機構の高速炉核特性解析システムを用いて評価した。 BN-600ハイブリッド炉心は、ロシアの高速炉発電所BN-600のU02燃料領域の一部をMOX燃料に、また外周のブランケット部をステンレス鋼反射体にそれぞれ置換して構成する。この炉心変更を模擬した一連の臨界実験体系(BFS-62-1$\sim$4体系)及び他の高速炉体系の実験解析結果をもとに、ベイズの定理に基づく炉定数調整法及びバイアス法を適用して上記炉心の核設計精度を評価した。評価した核特性は、臨界性、核分裂反応率分布、Naボイ度反応度、制御棒価値、燃焼欠損反応度等である。炉定数調整法の適用により、実験データを一切反映しない基本炉定数による場合に比べて、どの核特性についても核設計精度(予測誤差)を概ね半分以下に低減できることを確認した。精度の改善には鉄の弾性散乱断面積の共分散の低減が支配的な役割を果たしたが、これは比較的大きな出力密度を有しU235を主要な核分裂性物質とする燃料部をステンレス鋼反射体によって取り囲むBN-600ハイブリッド炉心の特徴に起因するものである。この他、BFSとZPPR等他の高速炉体系の実験解析結果が整合性を特つこと、及び核設計精度の改善にBFS-62体系の情報が有意に寄与したことを確認した。また、バイアス法は、BFS-62体系をモックアップ体系としてBN・600ハイブリッド炉心に適用する場合には、炉定数調整法に比べて精度改善効果が劣り、実験誤差が大きいもしくは感度係数の相違が大きな核特性についてはほとんど精度を改善できないことがわかった。
Nuclear design accuracy on the BN-600 hybrid core has been evaluated using the JNC's nuclear analysis system for FBR cores, by utilizing the critical experiment analysis results on BFS-62 configuration that had been obtained under JNC's efforts for Russian surplus weapons plutonium disposition. In the BN-600 hybrid core design, a part of the current UO2 fuel region is replaced by MOX fue1, and the Peripheral blanket region by stainless steel reflectors, respectively. These changes were simulated in a series of critical experiment configurations (BFS-62-1 to 4). Based on the analysis results on both BFS-62 configurations and other fast reactor cores, nuclear design accuracy on the BN-600 hybrid core has been evaluated by applying both the group constant adjustment method and the bias method. Evaluated nuclear parameters include, the criticality, fission rate distribution, sodium void reactivity, control rod worth, burn-up reactivity loss, etc. It is concluded, by applying the group constant adjustment method, that the evaluated accuracy (uncertainty) of most of the nuclear parameters can be decreased to less than half of those based on the basic nuclear constant without reflecting any experimental data. The improvement was mainly achieved by reducing the covariance of the iron elastjc cross section. This significant effect results from the feature of the BN-600 hybrid core, which has relatively larger power density, adopts U235 as the main fissile nucljde, and has the stainless steel reflector surrounding the fuel region. In addition, good consistency of analysis results between the BFS and other fast reactor cores is confirmed. Information obtained by BFS-62 experiment show significant contribution to the accuracy improvement. It is also found that the bias method shows less significant effects on the accuracy improvement than the group constant adjustment method. Furthermore, the bias method may degrade the accuracy for certain nuclear parameters that have large e
一次資料へのリンクURL/JNC-TN9400-2003-074.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