ISSN 2434-1088

KURNS-EKR-14

第９回「炉物理専門研究会」

Proceedings of 9th Reactor Physics Workshop(RPW2021)

著者： 卞 哲浩
Author : Cheol Ho Pyeon

京都大学複合原子力科学研究所
Institute for Integrated Radiation and Nuclear Science, Kyoto University要旨

本研究会は、京都大学臨界集合体実験装置（以下、Kyoto University Critical Assembly: KUCA）で行われた共同利用実験を内外に広く公表し、その解析結果を多くの研究者たちと議論することによって、KUCA の共同利用実験の発展に資することを目的としている。この研究会を通して KUCA
における共同利用での実験結果についての率直な意見交換を行うことで、本研究会は複合原子力科学研究所内外の研究グループと共同で行っている炉物理研究の今後の進展を議論する重要な機会となる。
炉物理研究の基礎基盤強化において、原子炉物理実験の解析に不可欠とされる計算科学および核データ分野との連携は極めて重要である。核計算および核データ関連の研究者たちによる広範な視点からこれまでの研究成果を精査し、炉物理研究において未解決とされている計算科学および核データ分野の研究課題を互いに共有することも本研究会の目的である。他方、KUCA 以外の研究炉および臨界集合体における実験および解析結果を、本研究会に参加した研究者とともに共有し、かつ活発に議論することは、KUCA のみならず日本の原子炉物理分野の実験研究の発展に寄与すると考えられる。本研究会は、産学官の研究機関の若手研究者および学生たちが研究成果を発表する重要な機会でもある。原子炉物理の研究成果を国内で議論する機会は原子力学会および炉物理夏期セミナーなどに限られており、参加者の研究成果が第三者により評価される機会として、また、原子炉物理研究をさらに発展させる場としてこの研究会が大いに活用され、さらに、産学官の研究機関の若手研究者および学生たちのスキルアップの機会となれば幸いである。
最後に、2021 年はコロナ禍の影響によりリモートでの開催であったが、本研究会の開催に向けてご尽力いただいた JAEA・辻本和文氏、大阪大学・竹田敏助教、東京工業大学・竹澤宏樹博士、
東北大学・相澤直人助教および近畿大学・左近敦士講師に心より感謝申し上げる。
卞 哲浩
2022 年 1 月iPreface

The objective of this workshop is to open all the results of experiments carried out at the
Kyoto University Critical Assembly (KUCA) and develop all future activities of joint use at
KUCA through the discussion about the experimental topics together with all researchers andengineers.
It is very important to share the experimental field with the mathematical andcomputational (M&C), and nuclear data (ND) fields in terms of the analyses of reactor
physics experiments. From this context, another purpose of this workshop is to share theresults of experimental data with the researchers in the M&C and nuclear data fields throughthe discussion with them.
Furthermore, it is expected that this workshop could be contributed to the humanresource training for young researchers and students in domestic, through their researchpresentations.
Finally, we would like to give special thanks for their support and patience, by Dr.
Kazufumi Tsujimoto of JAEA, Prof. Satoshi Takeda of Osaka University, Dr. Hiroki
Takezawa of Tokyo Institute of Technology, Prof. Naoto Aizawa of Tohoku University and
Dr. Atsushi Sakon of Kindai University, to hold this workshop.

Cheol Ho Pyeon
January 2022

Keywords:
Reactor physics, M&C, Nuclear data, KUCA

ii

目

1.

次

高濃縮ウラン燃料を用いた KUCA-A 架台における臨界性の不確かさ評価
森岡洸太（京都大学大学院）
高濃縮度ウラン燃料体系における増倍率誤差に寄与する断面積データの考察
小谷壮平（大阪大学大学院）･･･････････････････････････････････････････････････････ 1
制御変量法と感度係数を利用した高効率ランダムサンプリング手法の改良
木田拓実（北海道大学大学院）

2.

持続型低減速トリウム炉の炉心特性と移行シナリオ
石田大樹（東京都市大学大学院）･･････････････････････････････････････････････････ 13
Windscale Works 臨界事故解析
福田航大（JAEA）････････････････････････････････････････････････････････････････ 21

3.

ゲームエンジン Unity を用いた炉物理教育のためのシミュレータ開発
伊藤魁人（名古屋大学）
Analysis of physical characteristics and design of critical experiment for chloride-fueled molten salt
reactorNguyen Thi Dung（福井大学大学院）
MPS 法を用いた燃料デブリ水中落下における臨界安全解析
西山 潤（東京工業大学）････････････････････････････････････････････････････････ 30

4.

高温ガス炉設計の核的予測精度高度化のための KUCA 黒鉛減速炉心による炉物理実験
沖田将一朗（JAEA）
近畿大学原子炉を用いた Feynman-α法による熱出力校正の検討
池田晶一（近畿大学大学院）
KUCA での黒鉛減速体系における Cd サンプルの反応度価値測定
山崎誠司（九州大学大学院）･･････････････････････････････････････････････････････ 40iii

Contents

1.

Uncertainty quantification of criticality in A-cores with highly-enriched uranium fuel at
Kyoto University Critical Assembly(Kyoto Univ.) Kota Morioka
Consideration of cross section data contributing to multiplication factor error in highenriched uranium fuel(Osaka Univ.) Sohei Kotani ･････････････････････････ 1
Improvement of high-efficiency random sampling method by using control variates method
and sensitivity(Hokkaido Univ.) Takumi Kida

2.

Core characteristics and deployment scenario of sustainable reduced moderation thorium
reactor(Tokyo City Univ.) Hiroki Ishida ･････････････････････ 13
Analysis of criticality incident at Windscale works(JAEA) Kodai Fukuda ･･･････････････････････････････ 21

3.

Development of educational simulator for reactor physics experiments using unity gameengine(Nagoya Univ.) Kaito Ito
Analysis of physical characteristics and design of critical experiment for chloride-fueled
Molten Salt Reactor(Univ. of Fukui) Nguyen Thi Dung
Criticality safety analysis using MPS method for fuel debris falling into water(Tokyo Inst. Technol.) Jun Nishiyama ･････････････････ 30

4.

Reactor physics experiment using graphite-moderated core in KUCA to improve accuracy of
nuclear prediction for HTGR designs(JAEA) Shoichiro Okita

iv

Examination of thermal power measurement based on Feynman-α method in UTR-KINKI(Kindai Univ.) Shoichi Ikeda
Measurement of Cd worth in graphite moderated system at KUCA
(Kyushu Univ.) Seiji Yamasaki ･･････････････････････ 40v

第 9 回「炉物理専門研究会」のスケジュール

日時：2021 年 12 月 8 日（水）時間：9:00 – 16:00
場所：Zoom 会議（主催：京都大学 複合原子力科学研究所）
9:00 - 9:05

開会（JAEA・辻本和文）

9:05 - 10:30

Session I：不確かさ解析（阪大・竹田 敏）

講演者 I-1 森岡洸太（京大）「高濃縮ウラン燃料を用いた KUCA-A 架台における臨界性の不確かさ評価」
講演者 I-2 小谷壮平（阪大）「高濃縮度ウラン燃料体系における増倍率誤差に寄与する断面積データの考察」
講演者 I-3 木田拓実（北大）「制御変量法と感度係数を利用した高効率ランダムサンプリング手法の改良」
10:30 - 12:00
講演者 II-1

Session II：炉物理一般①（東工大・竹澤宏樹）
石田大樹（都市大）「持続型低減速トリウム炉の炉心特性と移行シナリオ」
講演者 II-2
講演者 II-3

福田航大（JAEA）「Windscale Works 臨界事故解析」
12:00 - 13:00

休憩

13:00 - 14:30

Session III：炉物理一般②（東北大・相澤直人）

講演者 III-1 伊藤魁人（名大）「ゲームエンジン Unity を用いた炉物理教育のためのシミュレータ開発」
講演者 III-2 Nguyen Thi Dung（福井大）「Analysis of Physical Characteristics and Design of Critical Experiment for Chloride-Fueled
Molten Salt Reactor」
講演者 III-3 西山 潤（東京工業大）「MPS 法を用いた燃料デブリ水中落下における臨界安全解析」
14:30 - 16:00

Session IV：炉物理実験（近大・左近敦士）

講演者 IV-1 沖田将一朗（JAEA）

vi

「高温ガス炉設計の核的予測精度高度化のための KUCA 黒鉛減速炉心による炉物理実
験」
講演者 IV-2 池田晶一（近大）「近畿大学原子炉を用いた Feynman-α法による熱出力校正の検討」
講演者 IV-3 山崎誠司（九大）「KUCA での黒鉛減速体系における Cd サンプルの反応度価値測定」
16:00

閉会（京大複合研・卞 哲浩）

vii

高濃縮度ウラン燃料体系における増倍率誤差に寄与する断面積データの考察
Consideration of cross section data contributing to multiplication factor error in high enriched uranium fuel*小谷 壮平 1，竹田 敏 1，北田 孝典 1
1

大阪大学

高濃縮度ウラン燃料体系における増倍率の計算値がベンチマーク Keff と比べて過大評価される原因となる断面積データについて感度係数を用いて考察した。
キーワード：感度係数、高濃縮度ウラン、軽水炉
1．緒言

表1

表 1 は軽水減速の高濃縮体系

計算値とベンチマーク Keff

ベンチマーク

計算値

統計誤差

C/E

と低濃縮体系の ベンチマーク

LEU-MET-THERM-004-002a

0.99780.99680.00020.9990

Keff と計算値である。表 1 からLEU-MET-THERM-005-003a

0.99880.99490.00080.9961

低濃縮体系では、0.1%程度の誤HEU-MET-THERM-008-001b

1.0032

1.00820.00011.0080差であるのに対して、高濃縮体

a0.99561.00490.00041.0093

HEU-MET-THERM-012-001

aICSBEP より引用(KENO ENDF/B-VII.0 連続エネルギ―)

系では計算値が ベンチマーク
Keff よりも 1%程度過大評価され

bKENO V.a ENDF/B-VII.1 連続エネルギ―る傾向がある。本研究では、高濃縮体系と低濃縮体系の U-235 と U-238 について感度係数と、断面積を±1σ変化させたときの増倍率の相対変化を比較することで、高濃縮体系での計算値の過大評価の原因となる断面積を考察した。
2．計算条件
高濃縮体系の計算条件は ICSBEP の HEU-MET-THERM-008-001 を参考とし、低濃縮体系の計算条件は Keffが１となるピンセル体系にした。またヒストリー数 25000、バッチ数 3500、捨てバッチ 500 で実行した。核データライブラリとして ENDF/B-VII.1 を用いて、SCALE6.2.3 の TSUNAMI-3D-K5 により感度係数を作成した。
3．計算結果と考察

表2

Δk/k の比較

高濃縮体系と低濃縮体系で、断面積を±1σ 変化させ
高濃縮体系

低濃縮体系

U-238 捕獲 (-1σ)

5.63×10-5

1.03×10-2

U-238 ν 値 (+1σ)

2.13×10-6

1.24×10-3

U-238 非弾性散乱 (-1σ)-2.15×10-5

2.71×10-3たときの増倍率の相対変化を比較した結果、増倍率が低濃縮体系で変化せず、高濃縮体系でのみ低減する断面積は確認できなかった。また、±1σ 変化させた際に、増倍率が低濃縮体系で増加し、高濃縮体系では大きく変化しない断面積を明らかにした。断面積を±1σ 変化させた場合に、低濃縮体系では増倍率の増加が大きく(+0.1%以上)、高濃縮体系では増倍率変化が小さい(0.001%以下)ことが確認できた断面積を表 2 に示す。
U-238 の捕獲断面積、ν 値、非弾性散乱断面積を±1σ 変化させると、高濃縮体系のみで増倍率が過大評価される傾向が軽減される。一方で、この変化により、低濃縮体系と高濃縮体系の両方で計算値が過大評価される傾向となることから、その他の断面積に起因して計算値が過大評価されている可能性が考えられる。
*Sohei ODANI1,Satoshi TAKEDA1,Takanori KITADA1
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持続型低減速トリウム炉の炉心特性と移行シナリオ
Core Characteristics and Deployment Scenario of Sustainable Reduced Moderation Thorium Reactor＊

石田 大樹，高木 直行
東京都市大学限りあるウラン資源を有効利用するために、増殖炉の開発が行われている。本検討では、持続可能な低減速トリウム炉の炉心設計を行い、核特性を評価した。
キーワード：トリウム，燃料増殖，低減速，重水
1. 緒言
トリウム燃料を用いた高速炉は、U-Pu 燃料を利用する高速炉と比較しボイド反応度を負に設計しやすい利点がある。また水を冷却材に用いる低減速増殖炉は、水炉の技術・知見の応用が可能であることから、より迅速な増殖炉導入が見込める。本検討ではブランケットを有する水冷却低減速トリウム増殖炉の解析を行い、核特性評価を行った。
2. 解析条件及び結果
表 1 炉心諸元
炉心仕様
日立の RBWR[1]を低減速炉の参照炉心とし、トリウム燃料を装荷した際に軽水炉と熱出力[MWt]
3411
同等の燃焼度を維持しつつ増殖炉として成立するように炉心の変更を行った。無限体
炉心直径[cm]
358
炉心高さ[cm]370
炉心圧力[MPa]15
系解析の結果、燃料/減速材体積割合(Vm/Vf)=0.6 において上記を達成可能な見込みを軸ブランケット厚[cm]21.1集合体数/炉心271得た。以上を踏まえた全炉心体系の炉心仕様を表 1 に示す。熱出力、炉心サイズは集合体仕様
1200MWe 級 PWR を参考に決定し、転換比を高めるために径軸方向ブランケットを配集合体ピッチ[cm]21.1
ピン本数/集合体
169置した。1 集合体解析によりブランケット厚と増殖比の関係を調べた結果、10cm 厚以 燃料ペレット直径[cm]1.2
被覆管厚[cm]0.12
平均線出力[kW/m]20.7上の増殖比向上効果は小さいため、径方向最小単位である集合体 1 層と同等厚さ
組成(21.1cm)とした。一方、U-Pu 燃料を用いる RBWR において、負のボイド係数に裕度を燃料(Th+ U)O(温度[K])(900)もたせるために設置されている内部ブランケットや上下部中性子吸収体は本炉心では減速材/冷却材
DO(温度[K])(614)
被覆管
Zircaloy-4
設定しない。減速材と反射体には、中性子寄生吸収の少ない重水を採用した。解析は
燃料
126.7
HM
径ブラ
25.3
燃料交換を考慮しない 1 バッチ炉心条件で行い、増殖性能評価には Fissile Inventory インベントリ
[t]
軸ブラ
19.9
Ratio(FIR)を用いた。解析コードは MVP-3.0、MVP-BURN、核データは JENDL4.0 を使用した。
対象の低減速 Th 炉について、233U 富化度を
1.10
1.10
表 2 取出燃焼度と FIR
パラメータとした際の臨界性と FIR を図 1 に
燃料富化度
9
9.5
10
[ Uwt%]1.08
1.08示す。富化度が 9.5wt%以下の場合、燃焼末期
バッチ数
4
←
←
での FIR>1 となり、増殖炉として成立する見
炉心部到達燃焼度
25
45
62
1.06
1.06
[GWd/t]込みを得た。次に線形反応度モデルを用い 4 バ
炉心部取出燃焼度
40.0
72.0
99.2
[GWd/t]ッチサイクルを想定した際の取出燃焼度とそ
1.04
1.04
FIR
>1
>1
<1
at 炉心部取出燃焼度の際の FIR を表 2 に示す。到達燃焼度は、図 1
1.02
1.02
の k-eff が 1 を下回る際の燃焼度の内挿点を用
表 3 反応度係数(pcm=10 Δk/kk’)
いた。結果として富化度が 9.5wt%のケースに
解析炉心
Hitachi
1.00
1.00
RBWR
おいて炉心部取出燃焼度 72.0GWd/t を達成しドップラー係数-5.2-2.0た。また、安全パラメータの解析結果を表 3 に[pcm/%K]
0.98
0.98
0.0
20.0
40.0
60.0
ボイド係数
示す。参照炉心である RBWR と比較し 2 倍以-82
-23
炉心燃焼度[GWd/tHM][pcm/%void]
上の負の反応度となる結果を得た。
図 1 臨界性と増殖性能
233

2

2

全炉心,富化度:9.0wt%
233U 富化度:9.0wt%
全炉心,富化度:9.5wt%
233
U 富化度:9.5wt%

233

FIR

k-eff

233
全炉心,富化度:10.0wt%
U 富化度:10.0wt%-5(233U：9wt%)

3. 結言
ブランケットを有する重水冷却低減速トリウム増殖炉を対象に核特性評価を行った。結果として RBWR の倍以上の負の反応度係数を持ちながら、炉心部取出燃焼度 72.0GWd/t を達成する増殖炉成立の見込みを得た。
今後は、バッチ解析を行った際の到達燃焼度や平衡組成を用いた複合システム倍増時間を算出し日本における移行シナリオを検討していく予定である。
参考文献[1] T. Hino, et al.“Core Design and Analysis of Axially Heterogeneous Boiling Water Reactor for Burning Transuranium Elements,”
NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING VOLUME 187 (2017)*Hiroki Ishida and Naoyuki Takaki
Tokyo City Univ.

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Vm/Vf=0.6

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0.15

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Analysis of Criticality Incident at Windscale Works＊
福田 航大，山根 祐一
日本原子力研究開発機構 安全研究センター 臨界安全研究グループ
英国 Windscale Works にて 1970 年に発生した臨界事象について予備的な解析検討を行った。
解析には CFD
計算ツールボックス OpenFOAM 及びモンテカルロ中性子輸送計算コード MVP3.0 を用いた。その結果、事象進展の様子と対応する実効増倍率変化の機構の一部を確認することができた。
キーワード：臨界安全, 臨界事故解析, Windscale Works 1970, Computational Fluid Dynamics
1. 緒言
過去の臨界事故を解析し、臨界超過の条件や反応度フィードバック機構を理解するための知見を得ることは重要である。この重要性から、OECD/NEA 原子力科学委員会臨界安全性ワーキングパーティー（WPNCS）の SG-4 は 3 つの過去の臨界事故（Y-12 1958, Windscale Works 1970, JCO 1999）を選出し、参加
国/参加者に解析を求めていた[1]。
1970 年の英国 Windscale Works における臨界事象については臨界事故レビュー[2]にて概説されている。
本事象は Pu 回収工場の移送トラップで発生したもので、負傷者等は無かったとされている。事象当時、移送トラップに Pu 濃度が大きい有機相と Pu 濃度が小さい水相が分離した状態にあった。ここへ A)水溶液を流入させたことで水相上部に混合相（エマルジョン相）が生じ反応度が増加した[3]。B)溶液流入を完了した直後に最大反応度に達し、C)10 秒未満の短い間に 1015 程度の核分裂が生じたと報告されている。
本事象は過去の臨界事故の中でも数少ない有機溶媒－水系の事例で、動的解析例がない。本検討では溶液の流動を考慮して実効増倍率の経時変化の様子を確認することを目的とし、モンテカルロ中性子輸送計
算と CFD 計算を組み合わせた予備的な解析を行った。
2. 解析方法及び条件
CFD 計算ツールボックス OpenFOAM[4]の非定常多相流解析ソルバ multiphaseInterFoam を用いて事象の模擬を試みた。得られた有機相・水相・空気相の体積比を基に各位置における物質組成を決定し、MVP3.0
及び核データライブラリ JENDL4.0 を用いたモンテカルロ中性子輸送計算を行った。なお計算体系は[2]を参考に 2 cm 角の立方体で円柱を模擬したものであり、組成等の情報も可能な限り[2]より引用した。
3. 解析結果
体系上部より水溶液を質量流量 2 kg/s
で 1 秒から 10秒にかけて流入させた場合の CFD 計算結果を図 1 に示す。また、CFD
図 1 水溶液流入の様子
計算結果を基にモンテカルロ計算によって求めた実効増倍率 keff の時間変化を図 2 に示す。①水溶液流入中に有機相と水相が混ざり合うことで keff が上昇し②流入停止直後に水・空気穴の消失によって keff が最大となった後③定常状態の keff へ低下していく。本解析の結果①～③は[2]に示されている上述 A)～C) が示唆する keff の経時変化を再現している。これを動的解析で確認することができたことは本解析の成果である。一方で[2][3]にて報告されているような水相上部のエマルジ
ョン相を観察することはできなかった。メッシュサイズをはじめとした条件を変更することでエマルジョン相を模擬することができるか、それが実効増倍率変化にどのような影響を与えるかを明らかにすることが今後の課題である。
参考文献[1] S. Tsuda, et al. “Status of the NEA international activities on nuclear
criticality safety”. ICNC 2019. Paris, France. (2019)[2] P. Thomas, et al. “A Review of Criticality Accidents”. LA-13638. (2000)
図 2 実効増倍率の時間変化[3] ATOMOΣ2020 年 62 巻 1 月号 p.42. (2020)[4] OpenCFD Ltd. “OpenFOAM v2006”. (2020)*Kodai Fukuda and Yuichi Yamane. JAEA, Nuclear Safety Research Center, Criticality Safety Research Group.

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29

MPS 法を用いた燃料デブリ水中落下における臨界安全解析
Criticality safety analysis using MPS method for fuel debris falling into water＊

西山

潤 1，文元 太郎 1，村本 武司 1，竹澤 宏樹 1，小原 徹 1
1

東工大

燃料デブリ取出し作業を想定した体系において、粒子法を用いた燃料デブリの水中落下挙動のシミュレーシ
ョンを実施し、落下途中の燃料デブリの動きを考慮した臨界解析を行った。燃料デブリが堆積しているペデ
スタル内部の体系において水だまりのサイズや水面の揺動の影響に関する知見を得た。
キーワード：福島第一原子力発電所事故，燃料デブリ，臨界安全，粒子法，モンテカルロ法
1. 緒言
燃料デブリの取出し作業時に万一再臨界事故が発生すれば、作業員を危険にさらし、社会的にインパクトを与え、廃炉作業全体に大きな影響を及ぼす可能性がある。一方で取出し対象となる燃料デブリは、その溶
融・堆積状況や取出し作業によりさまざまな形状が想定されている。本研究の目的は、そのような多粒子形状の燃料デブリが水中に落下した場合の臨界性評価を、燃料デブリと水の挙動を考慮して高度化することである。実機規模の大きさの体系において、粒子法を用いた水中落下挙動のシミュレーションを行い、得られた燃料デブリと水の挙動から中性子輸送計算によって臨界性の評価を行った。
2. 解析方法
燃料デブリ水中落下シミュレーションは、粒⼦法の⼀種である
MPS 法に基づく流体解析ソフトウェア Particleworks を用いて行った。燃料デブリ取出しの初号機として準備が行われている 2 号機
を解析対象とし、ペデスタル底部の冷却水だまり（水深 30 cm）へ
臨界量以上の燃料デブリ（0.33 m3 直径 5 cm の燃料デブリ球5000 個）が落下する状況を想定した。水中落下シミュレーション
結果から得られた燃料デブリの位置変化を考慮したモンテカルロ
中性子輸送計算を MVP-3.0 を用いて計算し、実効増倍率変化を

図１水中落下シミュレーションの計算評価した。

例（下の容器は内径 2.0 m）

3. 結果
図 1 に直径 2.0 m の水だまりへの水中落下シミュレーションの計算例を示す。今回の解析では最大で、2 号機のペデスタル直径に等しい直径 5.4 m の水だまりの体系について計算が可能であることを確認した。図２に臨界計算の結果を示す。水面を一定として水位が変化しないと仮定した場合、落下途中に最大値を取る。一方で水面の変化を考慮した場合は、燃料デブリ落下による水排除の効果により最終堆積時が最大となる結果となった。
謝辞：本研究は、廃炉国際共同研究センター/国立研究開発法人日図 2 水面変化による実効増倍率変化

本原子力研究開発機構の「英知を集結した原子力科学技術・人材育成推進事業」による研究費支援の下で実施されました。

*Jun Nishiyama1, Taro Fumimoto1, Takeshi Muramoto1, Hiroki Takezawa1, Toru Obara1
1Tokyo Tech

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KUCA での黒鉛減速体系における Cd サンプルの反応度価値測定
Measurement of Cd worth in Graphite moderated system at KUCA*

1

山崎誠司 , 守屋壮一郎 1, Irwan Liapto Simanullang1, 藤本望 1，左近敦士 2，佐野忠史 2，高橋佳之 3
1

九州大学，2 近畿大学，3 京都大学

京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)に黒鉛減速炉心を構築，燃料棒に Cd を付加し反応度測定を行った．
実験により，燃料要素中の Cd の位置関係と反応度の関係が示された．本発表ではその実験結果についての報告を行う．
キーワード: 高温ガス炉，KUCA，SRAC，MVP，中性子吸収体，反応度，黒鉛減速体系

1. 緒言
高温ガス炉では燃焼による過剰反応度の変化を小さく保つために可燃性毒物が用いられており，反応度価
値についての研究は高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)のものがあるが，データが古いこと，測定値と計算値の乖離が未だ解消されていないのが現状である．そこで，本検討では KUCA の B 架台に黒鉛体型炉心を構築し，中性子吸収体の反応度価値の解析手法についての検討の為の実験データの取得を行った．
2. 実験
図 1 に今年度 B 架台に構築された炉心を示す．本炉心は，燃料領域，ドライ
バー燃料領域，黒鉛反射体領域から構成され，燃料領域のうち図１の青丸で示す燃料棒について図 2 に示す燃料要素内に 15mm×15mm×0.5mm の Cd 板を挿入して，その位置を変更しながら，制御棒反応度価値の校正曲線を用いて臨界制御
棒位置の変化から反応度の測定を行った．
3. 実験結果

図 1 炉心構成

表 1 に Cd 板挿入位置と反応度の測定結果を示す．EU に隣接させた場合が最も反応度が小さく，EU と Cdの間の距離の増加に伴い反応度が大きくなった．Cd の黒鉛中の位置変化により，中性子吸収量が増加したものと考えられる．

表 1 反応度の測定結果

4. 今後の予定

Cd 板挿入位置

反応度[pcm]

①

45.7

②

49.0

③

47.8

本検討で用いた炉心体系について，SRAC[1]及び MVP[2]計算コードを用いた計算を実施中である．特に SRAC について，BP 近傍のメッシュ分割の細分化が重要[3]であることを考慮しつつ計算手法の検討，計算を行う予定で
ある．

基本セル

Al底板

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1/4"

1/4"

1/4"

1/4"

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図 2 Cd 板挿入位置[1] K. Okumura, et al., JAEA-Data/Code 2007-004.

[3] N. Fujimoto, et al. JAEA-Technology 2021-008.

[2] Y. Nagaya, et al., JAEA-Data/Code 2016-019.
*Seiji Yamasaki1, Soichiro Moriya1, Irwan Liapto Simanullang1, Nozomu Fujimoto1, Atsushi Sakon2, Tadafumi Sano2, Yoshiyuki

Takahashi3
1Kyushu Univ., 2Kindai Univ., 3Kyoto Univ.

40

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