高速臨界集合体 FCA

FCAとは

FCAは高速炉の核特性の研究を目的とする施設です。 実験は高速炉の炉心を模擬した体系で行われ、得られた実験結果は炉心設計での重要なデータとして利用されます。 集合体は水平2分割型であり、燃料装荷作業の時は分離され、原子炉運転時は密着状態になります。 実験体系は原子炉燃料・模擬物質版(ウラン、プルトニウム、ナトリウム、ステンレスなど)を装填した燃料引出しを、 正方形の格子管を組んだ蜂の巣状の集合体に装荷し組み立てられます。この装置は、燃料組成や炉心形状の自由度が大きく、 高速炉体系のみならず、多種多様な炉心を模擬した体系の実験が可能です。

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図1 FCAの外観

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図2 FCAの炉心

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図3 炉心の断面図

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図4 燃料引出し

反応率の測定

箔照射法、核分裂計数管法およびγ線計測法により反応率、反応率比および出力分布を測定します。

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図5 小型核分裂計数管(左)と照射箔(右)

反応度価値の測定

臨界法および中性子源増倍法により、サンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値および制御棒反応度価値を測定します。

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図6 サンプル反応度価値測定用の実験孔

ドップラー効果の測定

サンプル加熱法と箔加熱法により、最高2000℃までのドップラー効果を測定します。 サンプル加熱法では、燃料と構造材のドップラー効果を最高800℃まで、特に酸化ウランについては最高1500℃まで測定します。 一方、箔加熱法では、酸化ウラン箔をレーザーで加熱することにより、最高2000℃までのドップラー効果を測定します。

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図7 天然ウランのドップラー効果と中性子スペクトルの関係

沿 革

1967 First criticality on 29 April
1967 - 1969 Experiments for the uranium cores
1969 Experiments for the k-infinity = 1 cores
1970 - 1972 Mockup experiments for "JOYO"
1972 - 1974 Mockup experiments for "MONJU"
1974 - 1975 Enlargement of the FCA matrix (51×51)
1975 - 1980 Mockup experiments for "MONJU"
1980 - 1982 Integral experiments for MA cross section
1982 - 1983 Mockup experiments for "JOYO MK-II"
1983 - 1986 Experiments for large FBR cores
1986 - 1989 Experiments for HCLWR cores
1990 - 1994 Experiments for advanced fuel FBR cores
1994 - 1995 Experiments for Moderator-Added FBR cores
1995 - 1998 International benchmark experiments for delayed neutron
1998 - 1999 "GEM: Gas Expansion Module" critical experiments
2000 - 2001 Basic experimental study for ADS
2002 - 2004 Experiments for RMWR cores
2004 - 2006 Mockup Experiments for 4S reactor
2006 - 2007 Experiments for PPP core concept
2007 - Doppler effect measurement for MOX fueled LWR safety