炉物理実験データを活用した高速炉設計のための炉定数

これまで蓄積してきた豊富なFBR炉物理研究の成果を集大成して、FBR炉心の核設計精度を向上させるために「FBR核設計基本データベース」の整備を進めています。

1. 高速炉設計のための炉定数開発

「FBR核設計基本データベース」の整備では、実証炉や実用炉などの将来の革新的なFBR炉心の核設計精度を向上させるために、臨界実験装置や実機プラントを用いた炉物理実験・試験情報の整備、炉物理実験・試験の解析及び評価などを行っています(図1)。これらの取り組みを集大成させた最も大きな成果が、炉定数調整法に基づいた高速炉設計のための炉定数の開発です。

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図1 FBR核設計基本データベースの概念 [1]-[8]

2. 炉定数調整法

炉定数調整法は、炉物理実験・試験(積分実験)の解析で得られた結果を実機設計に反映させるための有力な手段であり、核データ(微分核データ)の誤差(共分散)、積分実験誤差、積分実験解析手法誤差、積分実験の感度係数などを総合してベイズの定理により炉定数を調整する手法です。そして、炉定数調整法により得られた炉定数を、微分核データと積分実験解析情報とを統合したと言う意味で「統合炉定数」と呼んでいます。

炉定数調整法の特徴として、数多くのモックアップ実験情報を反映することができる点や、モックアップ実験が存在しない核特性に対してでも核設計精度を改善できる点などが挙げられます。表1は種々の方法による60万kWe級実用高速炉の核特性予測誤差の比較を表したものです[9]。約200種類の積分実験情報を反映した炉定数調整法は、積分実験情報を反映させない場合と比較して、全ての核特性について予測精度を改善していることが分かります。また、燃焼欠損反応度については、適切なモックアップ実験が得られていませんので、E/Cバイアス補正法では積分実験情報を反映させることができませんが、炉定数調整法では、燃焼特性についても適用することができます。

表1 核特性予測精度に関する統合炉定数と他の核設計手法との比較例 [9]

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統合炉定数の開発は1991年に始まり、今日に至るまで改良を続けております(表2)。これまで統合炉定数は、実証炉や高速増殖炉サイクルの実用化研究開発(FaCTプロジェクト)の炉心概念検討で使用されてきました。これからもより一層の改良を図り、経済性と安全性を高めた高速炉の設計に有効活用されることが期待されます。

表2 統合炉定数の開発の実績[9]-[13]

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4. 参考文献

[1] M.Ishikawa, "Consistency Evaluation of JUPITER Experiment and Analysis for Large FBR Cores," Proc. Inter. Conf. on the Physics of Reactors (PHYSOR 96), Vol.2, ppE-36 - 45, Mito, Japan (1996).

[2] S. Ohki and T. Iwai, "Analysis of the CIRANO Experiment for Plutonium Burning Fast Reactor using JNS's Calculation Scheme," J. Nucl. Sci. Eng., Supplement 2, p.888-891 (2002).

[3] T. Hazama, A. Shono, et al., "Verification of a Nuclear Analysis System for Fast Reactors using BFS-62 Critical Experiment," J. Nucl. Sci. Eng., Vol. 41, No. 12, pp.1145-1154 (2004).

[4] T. Hazama and J. Tommasi, "Re-Evaluation of SEFOR Doppler Experiments and Analyses with JNC and ERANOS system," Proc. of International Conference on the Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems: Global Developments PHYSOR 2004, Lagrange Park, IL (2004).

[5] K. Sugino and T. Iwai, "MONJU Experimental Data Analysis and its Feasibility Evaluation to Build up the Standard Data Base for Large FBR Nuclear Core Design," Proc. of ANS Topical Meeting on Reactor Physics PHYSOR 2006, Vancouver, BC, Canada (2006).

[6] K. Yokoyama, T. Jin, "Benchmark of evaluated nuclear data libraries using post-irradiation experimental data on fuel composition changes of the fast reactor JOYO," Proc. Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2007), Vol.2, pp.807 (Oct. 2007).

[7] M. Ishikawa and T. Hazama, "Validation of Np-237 Cross-sections by Analysis of BFS Critical Experiments with Massively Neptunium-loaded Cores," Proc. Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology (ND 2007), Vol.2, pp.817 (Oct. 2007).

[8] K. Sugino, "Improvement on the Prediction Accuracy of Transmutation Properties for Fast Reactor Core Using the Minor Actinides Irradiation Test Data on the JOYO MK-II Core," Proc. of International Conference on the Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems GLOBAL2007, Boise, ID (2007).

[9] 羽様平, 沼田一幸, 他, "高速炉用統合炉定数ADJ2000Rの作成," JNC TN9400 2002-064 (2002).

[10] M. Ishikawa, T. Hoshi, et al., "Improvement of Nuclear Design Method for Large LMFBR Cores Using the Cross-Section Adjustment," Proc. Int. Conf. Mathematical Methods and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA'93), Vol. 1, p. 593 (1993).

[11] K. Yokoyama, K. Numata and M. Ishikawa, "Development of the Adjusted Nuclear Cross-section Library based on JENDL-3.2 for Large FBR," JNC TN9400 99-042, Japan Nuclear Cycle Development Institute (1999), [in Japanese].

[12] M. Ishikawa, K. Sugino, et al., "Development of a Unified Cross-section Set ADJ2000 based on Adjustment Technique for Fast Reactor Analysis," J. Nucl. Sci. Technol., Supplement 2, p.1073-1076 (2002).

[13] K. Sugino, M. Ishikawa, et al., "Development of a Unified Cross-section Set ADJ2010 based on Adjustment Technique for Fast Reactor Core Design," Proc. of the International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (ND2010), April 26-30, 2010, Jeju Island, Korea (2010).