炉物理の研究 第63号（2011年3月）＜特集１＞「もんじゅ」炉心確認試験の報告（独）日本原子力研究開発機構
FBR プラント工学研究センター
炉心・燃料特性評価グループ

鈴木 隆之

１．はじめに
高速増殖原型炉もんじゅ（以下、「もんじゅ」という）は、平成 22 年 5 月に性能試験を再開した。
平成 7 年の 2 次ナトリウム漏えい事故以降の安全性総点検、ナトリウム漏えい対策と改造工事、再起動のための安全確認などについて、ご指導、ご支援をいただいた皆様に謹んで感謝を申し上げたい。
本稿は、今回の性能試験の第１段階として実施した炉心確認試験 1 における炉心特性の確認 2 について報告するものである。

図 1 「もんじゅ」炉心概要

制御棒としては、微調整棒（FCR）3 本、粗調整棒（CCR）10 本、後備炉停止棒（BCR）6 本を有している。原子炉起動時には、予め後備炉停止棒を引抜き、調整棒で反応度

写真１ 性能試験再開時の中央制御室を制御する。
２．性能試験の全体概要

性能試験は、いわゆる零出力臨界状態で「もんじゅ」は、プルトニウム・ウランの炉物理試験を主とした「炉心確認試験」、混合酸化物燃料を用い、冷却材として液体水・蒸気系、タービン系を含むプラントのナトリウムを用いている。炉心の定格熱出機能を確認する「40%出力プラント確認試

力は 714MW、プラントの定格電気出力は験」、そして定格出力運転を達成する「出力280MW である。
炉心の概要を図 1 に示す。

上昇試験」の 3 段階で実施する。

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それぞれの試験段階では、運転に必要な性子計数率（主に線源領域系）から逆増倍反応度を得るために、事前に燃料交換を実曲線を作成して臨界点（臨界制御棒位置）施する。新たに装荷する燃料は、前回性能を推定した。その後、制御棒を引抜いて中試験当時に製造されて長期の保管を経たも性子源の効果が無視できる状態まで計数率のと、新たに製造する燃料がある。各試験（広域系で監視）を上昇させたのち、計数段階に応じた炉心の構成例を図 2 に示す。

率が一定になるように制御棒位置の調整をすべての試験段階で、制御棒価値や反応度行い、臨界点を確認した。

停止余裕等の零出力炉物理特性を測定し、次に、炉物理測定で主に使用する中性子出力運転を行う炉心では、出力特性や燃焼計装（広域系）のプラトー特性確認、ディ特性も測定する。

スクリレベル調整をした。次に、計数率を上昇させていったときの臨界制御棒位置の変化からドップラ効果の影響を確認し、この影響がほとんど無視できる領域で炉物理測定を実施することとした。
これらの準備を終えた後、制御棒価値の測定を行った（試験名：制御棒価値確認）。
最初に中心の調整棒（CCR1）をペリオド法で測定して反応度校正曲線を作成した。その他の制御棒（CCR2〜10、FCR1〜3、

図 2 性能試験の基本計画

BCR1〜6）は、CCR1 と臨界状態で差し換えて相対校正した（置換法）。

３．炉心確認試験の概要
３．１ 炉心の特徴

制御棒校正曲線を用いて、臨界点以上の前回性能試験（平成 6〜7 年）と比べた炉過剰反応度、制御棒を挿入したときの反応

心の特徴として、Pu-241 が自然崩壊によっ度停止余裕などの核的制限値を評価し、炉て減少し、その分の Am-241 が増加してい心の安全性を確認した。

る点が挙げられる。炉心確認試験のために炉心燃料の半数近くを新燃料に交換したが、そのほとんどは長期保管を経ており、重核種 中 の Am-241 の 重 量 割 合 は 平 均 約1.5wt%（前回性能試験時の約 3 倍）である。
また、炉心確認試験における過剰反応度は小さく、臨界状態では制御棒が概ね引抜かれた状態となっている。
３．２ 試験のながれ

図 3 炉心確認試験のながれ

炉心特性に関係する測定項目を図 3 に示す。臨界近接では、制御棒の引抜き量と中引き続いて、研究開発目的の測定として、

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等温温度係数の測定（試験名：温度係数評

ら約 0.5%⊿k/k の価値を持ち、後備炉停止価）、原子炉冷却材流量変化による反応度へ

棒は、約 1.3%⊿k/k から約 0.9%⊿k/k の価の影響（試験名：流量係数評価）、ステップ値を持っている。前回性能試験での測定結状の反応度印加に対する自己安定性の確認

果と比べると、今回の炉心確認試験の方が（試験名：フィードバック反応度評価）、未炉中心側で制御棒価値が大きく、周辺部で臨界度測定法の適用性の確認（試験名：未小さくなっているが、これは新燃料の装荷臨界度測定法適用性評価）を実施した。

位置が影響している。
調整棒及び後備炉停止棒の制御棒校正結

４．炉心確認試験の結果

果を用いて核的制限値等を確認した。図 6４．１ 臨界近接と臨界達成に示すように、過剰反応度、反応度抑制効
果、反応度停止余裕のいずれにおいても制中心の調整棒（CCR1）を徐々に引抜きながら逆増倍曲線（図 4）を作成し臨界点を限値を満足していることを確認した。

推定し、さらに CCR１を引抜いて臨界を達成した。臨界を確認した制御棒引抜位置は、CCR １ が 793mm 、 そ の 他 の 調 整 棒 は795mm であり、図 4 に示すように予め想定した範囲内であった。
図 5 制御棒価値測定結果

図 4 臨界近接と臨界達成
図 6 核的制限値等の確認

４．２ 制御棒価値確認
炉心確認試験の炉心では、過剰反応度が４．３ 温度係数評価

約 0.6%⊿k/k と、CCR1 の価値（約 1%⊿

約 190℃から約 300℃の範囲で等温温度k/k）よりも小さく、全ストロークの反応度係数を測定した。炉心温度を変化させるた曲線の測定はできないため、不足部分は計めに、1 次冷却材ナトリウムの温度を変化算値で補完した。

させた。温度調整は、1 次主冷却系循環ポ

制御棒価値の測定結果を図 5 に示す。調ンプからの入熱と空気冷却器による除熱の整棒は、その配置に応じて、約 1%⊿k/k かバランスで行い、核加熱は用いていない。

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図 7 に示すように数十時間をかけて温度を変化させた。ここで 190℃は原子炉の使用最低温度 180℃に余裕をとった値であり、300℃は 2 次主冷却系（低温側）の定格時温度 325℃に余裕をみた値である。
等温温度係数の測定結果を表 1 に示す。
反応度変化を温度変化幅で除してその区間

表 1 等温温度係数測定値の等温温度係数とした。温度変化範囲がほぼ同様の測定(2)〜(5)では、測定値は、-2.8

４．３ 流量係数評価〜-2.9×10-5 ⊿k/k/℃と再現性のよい結果

流量係数評価は、温度係数評価と合わせとなった。これに対し、温度変化幅を低温た工程（図 7 の＊部）で実施し、1 次冷却側に限定した測定(1)の測定値は、-3.1×10-5材ナトリウムの流量を約 49%から約 100%⊿k/k/℃であり、ドップラ効果の温度依存の範囲で変化させて反応度変化を測定した。

性のために絶対値が大きくなっているもの

測定は、約 200℃の状態で 2 回、約 300℃と考えられる。なお、等温温度係数の測定の状態で 1 回実施した。試験結果は、約-5

値は、前回性能試験と比べて、絶対値で約〜-6×10-6 ⊿k/k/%flow あり、温度条件によ1 割程度小さくなっており、燃料組成変化る顕著な違いは見られなかった。流量変化の影響と考えられる。

を段階的に変えながら測定した状況を図 8

また、試みとして、温度変化中の反応度に示すが、流量を増加させながら測定した変化を継続的に測定したデータを用い、ド場合と、減少させながら測定した場合にもップラ効果と体系膨張効果を分離して評価違いはみられない。

した。前者は絶対温度の逆数に比例し、後今回の流量係数は、前回の測定値と比べ者は単位温度変化あたり一定と仮定して分ると、図 9 に示すように絶対値で約半分程析したところ、ドップラ係数は、8.6〜10×度になっている。流量増加時に負の反応度

10-3 T･dk/dT と評価されたが、フィッティ効果が生じる要因の一つに、炉心位置が微ングが困難な測定ケースもあって、評価精少に上方に変位することによる相対的な制度は十分でないと考えている。

御棒の挿入効果があるが、今回の炉心では臨界制御棒位置が、微分反応度の小さい位置にあったため、この効果が減少したものと考えられる。

図 7 等温温度係数測定時の温度変化

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図 10 炉心出力の推移
図 8 流量係数の測定値

図 11 冷却材温度の推移

４．５ 未臨界度測定法適用性評価

図 9 流量係数の比較「もんじゅ」炉心を利用した研究開発の一環として未臨界度測定法の適用を試みた。

４．４ フィードバック反応度評価
ドップラ効果などによる炉心の自己安定

未臨界状態の設定は、制御棒操作もしくは性を確認する目的で、ステップ状の反応度制御棒落下で行った。中性子検出器は、原を印加し、出力等の推移を確認した。

子炉容器の外側に設置された既存の線源領印加反応度は、2￠、4￠、6￠の 3 ケース域系（BF3 比例計数管）と、原子炉容器ので実施した。反応度印加後の出力（中性子内側に設置した試験用中性子検出器（B-10計数率から換算）の推移を図 10 に示す。反比例計数管）を使用した（図 12）。

応度印加後に出力は上昇を開始するが、燃未臨界度の評価方法は、逆動特性手法で実料温度の上昇によるドップラ効果等によっ効的な中性子源強度と未臨界度を同時に推て出力上昇が抑制され、約 20〜40 分後にピ定する方法と、中性子検出パルスの時系列ークを打ったあと減少して静定した。また、データから未臨界度を推定する炉雑音解析

冷却材温度の推移を図 11 に示す。出力上昇法（Feynman-α法、Rossi-α法）を用いた。

によって 1 次主冷却系のナトリウムの温度制御棒落下（ロッドドロップ）時の計数が数℃上昇しており、炉心支持板の半径方率変化から未臨界度を推定した結果を図向の膨張による負の反応度効果等も加わっ13 に示す。CCR1、CCR6、CCR9 の 3 本ている。

について、それぞれ引抜き上限位置からの落下と中途引抜き位置からの落下を行っている。CCR1、CCR6、CCR9 の制御棒校正

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結果から算出した未臨界度（約 3＄〜約 1

略を図 14 に示す。核データは、JENDL-3.3＄）に対し、逆動特性法による評価値は概を基本とし、平成 22 年にリリースされた

ね 10%以内で整合している。但し、炉心のJENDL-4.0 も比較のために適用した。格子周辺にある CCR6、CCR9 を落下させた場

計算では、JENDL から作成された 70 群群

合には、落下制御棒に近い側の線源領域検定数セットを用い、燃料、制御棒の非均質出器で、未臨界度を過大評価する傾向が見性を円環状モデルで表現し、実効断面積をられており、未臨界状態での中性子束の空作成した。炉心計算は、3 次元拡散計算を間分布の変化の影響が出ているものと考え基本とし、必要に応じて、輸送効果補正、られる。

メッシュ補正、超微細エネルギー群に対すなお、単一チャンネル信号による炉雑音る補正などを行っている。一方、炉心管理解析法では、未臨界度を推定できるような用コードでは、格子計算モデルを均質モデ中性子相関が確認できないため、分析方法

ルとし、炉心計算のエネルギー群数を 6 群の検討を行っている。とするなど、簡略化した取扱いとなっている。
なお、上記の解析手法は、「もんじゅ」の当初設計から許認可で使用した核設計手法とは別の解析手法であることを念のため補足する。

図 12 中性子検出器の配置

図 13 未臨界度の推定結果（ロッドドロップ時）

５．試験結果の解析
５．１ 解析手法
核特性の解析には、当機構が高速炉開発

図 14 核特性解析手法の中で整備してきた手法を用いた。その概2‑6炉物理の研究 第63号（2011年3月）

さらに JENDL-3.3 以外に、JENDL-4.0、５．２ 解析結果
詳細手法及び炉心管理コードによる臨界ENDF/B-VII、JEFF-3.1 等のライブラリと性、中心調整棒価値、等温温度係数の解析の 比 較 を 行 っ た 結 果 を 図 17 に 示 す 。

結果を図 15 に示す。詳細手法では、実験誤JENDL-4.0 では、二つの炉心間での解析値差を考慮すると測定値と解析値は概ね整合と測定値の比（C/E 値）の「差」が小さくした結果となっている。また、参考として、なっており、核データの改訂の有効性が見炉心管理コードにおいても、前回性能試験られる。図 18 では、JENDL-3.3 での「差」をバイアスとして使用すれば、今回試験で（-0.18%⊿k/k）が、他のライブラリにしたの測定値との整合はよく、実用上問題がなときにどれだけ変化するかを核種毎に示しいと考えられる。

た。JENDL-4.0 に変更したときの改善は、Am-241 断面積改訂の寄与が大きい。

図 16 過剰反応度の変化に対する核種寄与

図 15 核特性の解析結果

５．３ 臨界性に関する分析

図 17 臨界性に関する核データ間の比較

前回試験と今回試験の炉心では、燃料組成の違いがあるため、感度解析を利用して、その差の要因を分析した 3。
両炉心での臨界性（過剰反応度解析値）の差を核種毎に分解した結果を図 16 に示す。今回試験の炉心では、過剰反応度が約2%⊿k/k 程度低いが、核種毎の寄与で見ると、Pu-241 の減少と Am-241 の増加による負の寄与が、Pu-239 の増加による正の寄与

図 18 炉心間の解析精度差に対する核種寄与を上回る形となっている。

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５．４ 制御棒価値に関する分析

６．高速炉実用化への反映

中心の調整棒の価値については、前回試「もんじゅ」では、発電プラントとして験よりも今回試験のほうが増加している。の信頼性実証、運転経験の蓄積が重要な使

図 20 では、核種毎の寄与を解析し、燃料組命であり、その経験は高速炉の実用化に反成の変化を平均で取り扱った場合と、燃料映されるべきものである。当機構では、高集合体毎に取り扱った場合について表した。

速炉実用化研究（FaCT プロジェクト）を平均組成の変化の影響では、今回炉心で推進しており、「もんじゅ」の性能試験デーは制御棒価値が減る方向であり、測定値のタも、実証炉、実用炉を目指した設計研究逆の傾向となるが、燃料集合体毎に組成をに反映していく。

考慮した場合には、制御棒価値は増加する

炉心特性に関しても、「もんじゅ」の実機方向であり、測定値の傾向と一致している。

データをできるだけ精度よく取得・評価する必要があり、今回の炉心確認試験の測定データについて、誤差評価も含めて詳細な検討をしていく。また、前章に述べたように、現在の知見を反映した解析を「もんじゅ」に適用し、その精度確認を行うことが重要である。また、「もんじゅ」の今後の性能試験、さらには運転サイクルを通して、原型炉実機データを蓄積し、分析・評価を加えた結果を、高速炉実用化のための設計

図 19 制御棒価値の分析研究に反映していく（図 21）。
５．５ 等温温度係数に関する分析

今回の炉心確認試験の解析結果を、高速前回試験に比べて、今回試験の測定値の炉実用化のための設計目標精度（暫定）とほうが絶対値が小さくなっている。感度解比較した結果を図 22 に示す。
「もんじゅ」

析によって核種毎の成分をみた結果を図での解析実績は、目標精度と比べても遜色20 に示す。Am-241 の増加による寄与が一ない結果となっており、現在の解析手法の番大きく、ドップラ成分、膨張成分ともに妥当性が確認できたと考えられる。もちろ

絶対値を減少させる方向であることが分かん、「もんじゅ」のデータだけでなく、臨界った。

実験、実験炉のデータや解析経験も総合的に反映して精度向上へ向けた取り組みを進めることが重要である。

図 20 等温温度係数の分析

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参考文献
1) 宇佐美晋，「もんじゅ」運転再開

臨界達成と炉心特性把握，日本原子力学会誌ア
トモス 第 52 巻第 10 号，（2010）2) 大川内他，日本原子力学会 2010 年秋の図 21 「もんじゅ」データの活用

大会，P18〜P26，高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験（零出力炉物理試験）(1)〜(9)3) A. Kitano, Y. Ohkawachi, Y. Kishimoto,and T. Hazama: "Monju Reactor Physics
Experiments in the Restart Core," Transactionsof the American Nuclear Society, Vol. 103, No.
1, pp. 785-786, ANS 2010 Winter Meeting, Las
図 22 FBR 実用化に向けた目標精度との比較

Vegas (Nov. 2010).

７．まとめ「もんじゅ」性能試験の第 1 段階として炉心確認試験を実施し、臨界性、制御棒価値、等温温度係数などの主要な核特性データを取得した。高速炉実用化に向けて開発・整備した解析手法を適用した結果、十分な精度を有することを確認した。
また、今回の試験には、多くの若手技術者が参加し、実機での炉物理測定のための運転、試験経験を蓄積するとともに、技術継承の場となったことを申し添えたい。

写真 2 若手技術者が多数参加した炉心確認試験

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