2023 Annual Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 301-1 Reactor Physics, Utilization of Nuclear Data, Criticality Safety

[3K01-05] Criticality Analysis of Fuel Debris 1

Wed. Mar 15, 2023 9:30 AM - 10:55 AM Room K (13 Bildg.2F 1322)

Chair:Yasushi Nauchi(CRIEPI)

10:15 AM - 10:30 AM

[3K04] Improvement of fuel debris criticality analysis technology using non-contact measurement method

(2) Fundamental experiment for development of the fuel debris criticality characteristics measurement system

*Seiya Manabe1, Jun Nishiyama2, Hideki Harano1, Toru Obara2 (1. AIST, 2. Tokyo Tech)

Keywords:Fuel debris, Critical safety, Decommissioning, Neutron measurement, PHITS

燃料デブリの取出し作業を安全かつ効率的に進めるためには、取出し後のデブリの臨界特性が重要となり、ウランやプルトニウムなどの核分裂生成物質の量や含有水素量を定量的かつ迅速に測定・評価する必要がある。発表者らは、非接触のアクティブ中性子法を用いて誘導核分裂中性子や含有水素による熱化中性子を測定することにより、臨界安全上の特性を評価できる測定システムの開発を目指している。本開発においてはモンテカルロ中性子輸送計算でシステムの性能確認と設計の最適化を行う予定であり、本研究においては、モンテカルロ計算の精度検証に必要な実験データ取得と比較を行った。実験においては軽水減速体内に中性子線源(Cf-252線源、Am-Be線源)と二つの球形のHe-3比例計数管を設置し、同時計数測定を行った。PHITSを用いて測定体系を模擬し、複数の核データを用いて比例計数管の応答を計算した。測定と計算の結果を比較することで、計算精度を検証した。