BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

• Material Type: 文書・図像類
• Title: BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果
• Author/Editor: 庄野 彰; 佐藤 若英; 岩井 武彦
• Author Heading: 庄野 彰; 佐藤 若英; 岩井 武彦
• Publication Date: 2000-06
• Publication Date (W3CDTF): 2000-06
• Alternative Title: Experimental analyses results on the BFS 58-1-I1 critical assemblies
• Periodical title: JNC TN9400 2000-096
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$_{2}$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$_{2}$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。; This report describes the updated analyses results on the BFS-58-1-I1 core. The experiment was conducted at BFS-2 of Russian Institute of Physics \& Power Engineering (IPPE). The central region is "non-Uranium fuel zone", where only Pu can induce fission reaction. The non-U zone is surrounded by MOx fuel zone, which is surrounded by U0$_{2}$ fuel zone. Sodium is used for simulating the coolant material. As it was found that the lattice pitch had been incorrectly understood in the past analyses, all items have been re-calculated using the corrected number densities. Furthermore, significantly softened neutron spectrum in the central region caused problems in applying the plate-stretch model that has been established for fast reactor cores through JUPITER experimental analyses. Both keeping the pellet density and using SRAC library for the elastic cross section for lighter nuclides allow us to obtain reasonable analysis accuracy on the spectral indices that were measured at the center of the core. Application of such a cell model was justified through comparison among various cell models using continuous energy Monte-Carlo code MVP. It is confirmed that both the MOX zone and the U0$_{2}$ zone can be correctly evaluated by the plate-stretch model. Based on the updated cell calculation, both the effective multiplication factor (k-eff)and the spectral indexes agree well with the measured values. The transport and mesh-size correction is made for the k-eff evaluation. Those results also agree well within reasonable difference between those obtained by IPPE and CEA, which were obtained by using sub-group method or continuous-energy Monte Carlo code. Evaluation by the nuclear data library adjustment confirmed that the analyses results of the BFS-58-1-I1 core have no significant inconsistency with JUPITER experimental analyses results. Those results are quite important for starting BFS-62 cores, which will be analyzed in the framework of supporting program for Russian ...
• Source: /JNC-TN9400-2000-096.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2000-096.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$_{2}$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPIT...