水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果
• Author/Editor: 庄野 彰; 佐藤 若英; 栗原 国寿
• Author Heading: 庄野 彰; 佐藤 若英; 栗原 国寿
• Publication Date: 2000-03
• Publication Date (W3CDTF): 2000-03
• Alternative Title: ComparaUve analyses on nuclear charaderistics of water-cooled breeder cores
• Periodical title: JNC TN9400 2000-037
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・$\eta$値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の$\eta$値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。; ln order to compare the nuclear characteristics of water-cooled bleeder cores with that of LMFBR, MOX fuel cell models are established for boiling and non-boiling LWR, non-boiling HWR and sodium-cooled reactor. Frst, the comarison is made between the heterogeneous cell calculation results by SRAC and those by SLAROM. The results show some differences as for neutron energy spectrum, one-grouped cross section and conversion ratio due to the different grouped cross section library (both are based on JENDL-3.2, though) used for each code, however, the difference is acceptably small for grasping the basic characteristics of the above-mentioned cores. Second, using the SLAROM code, main core parameters such as mean neutron energy, ratio of fast neutron and $\eta$-value, are analyzed. The comparison between the cores show that softened neutron spectrum by the scattering effect of hydrogen or heavy hydrogen increase the contribution of nuclear reaction (especially for neutron capture reaction rather than fission reaction) in lower energy region comparing with LMFBR. ln order to overcome the effect, tighter lattice than LMFBR is necessary for water-cooled cores to realize the breeding of fissile nuclides. Third, effects of Pu isotopic composition on the breeding ratio are evaluated using SRAC burnup calculation. From the results, it is confirmed that degraded Pu (larger ratio of Pu-240) show the larger breeding ratio. At last, sensitivity analyses are made for k-effective and main reaction ratios. As for k-effective, using a temporary covariance data of JENDL-3.2, uncertainty resulting from the cross sections' error is analyzed for a boiling LWR and a sodium-cooled reactor. The boiling LWR core shows larger sensitivity in lower energy region than the sodium-cooled reactor (especially for the energy region lower than 1kev), And, 18-group analysis that is considered acceptably good for LMFBR analysis, should not be enough for accurate sensitivity estimation of ...
• Source: /JNC-TN9400-2000-037.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2000-037.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.: 水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLARO...