並列タイトル等Void reactivity of the core partially loaded with plutonium fuel 0.87 wt% enriched PuO2-UO2 fuel
一般注記期間1974年5月8日$\sim$1975年1月14日▲目的プルトニウム燃料装荷炉心における冷却材ボイド反応度のプルトニウム同位体組成比およびプルトニウム燃料装荷体数依存性を実験により明らかにするとともに,設計コードの計算精度を検討する。▲要旨▲22.5cm格子ピッチをもつDCAの1.2w/o濃縮ウラン燃料装荷炉心ならびにこの炉心の中央部の燃料を遂次0.87w/o富化プルトニウム燃料に置換していった二領域炉心において冷却材喪失時のボイド反応度を測定した。反応度はパルス中性子によって測定し,即発中性子生成時間の変化による補正を行なった。プルトニウム燃料としては,同一富化度をもつが,核分裂性プルトニウムの同位体組成比の異なる二種類の燃料を使用することにより,ボイド反応度の核分裂性プルトニウム同位体割合ならびにプルトニウム燃料置換体数依存性を明らかにした。更に,METHUSELAH-2\&CITATIONコードによる計算値と比較検討した。下表に示された結果より,次のようなことが結論される。▲1)冷却材喪失時のボイド反応度はプルトニウム燃料の置換体数の増加とともに負側に移行する。▲2)プルトニウム燃料中の核分裂性プルトニウム同位体割合の増加はボイド反応度を負側に移行させる。3)METHUSELAH-2CITATIONコードはボイド反応度を実験値より正側に見積り,実験値と計算値との不一致は核分裂性プルトニウム同位体割合が増加するほど大きい。▲
Void reactivities caused by loss of coolant have been measured in DCA core (which has a 22.5-cm lattice pitch) by changing the number of PuO$_{2}$ (0.87 wt\%)-UO$_{2}$ fuel assemblies from 0 up to 25. The PuO$_{2}$-UO$_{2}$ fuel assemblies were progressively loaded from the core center, being surrounded by the 1.2 wt\% enriched UO$_{2}$ fuel region. In order to find out the effect of the fissile content in plutonium on void reactivities, two kinds of mixed fuels were used in the experiment: one enriched with standard grade plutonium (91 wt\% Pu fissile) and the other with reactor grade plutonium (74 wt\%). Void reactivities were measured by means of pulsed neutron source technique. When evaluating void reactivities from measured prompt decay constants, corrections were made to the neutron generation time of a largely subcritical system, which accounted for up to 5\% maximum. In the Table, measured void reactivities were compared with the values calculated by METHUSELAH-II and CITATION codes. The following are concluded from this study. (1)Void reactivities gradually shift to negative side by loading of more PuO$_{2}$-UO$_{2}$ fuel. (2)The increase of fissile contents in plutonium also makes void reactivity shift to the more negative side. (3)Measured void reactivities are more negative than calculated ones. The discrepancy between calculation and experiment becomes greater with increase in fissile contents in plutonium.
一次資料へのリンクURL/PNC-TN941-76-09.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