NUCEF臨界実験施設の計量槽初期校正,2; データ解析

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF:Nuclear Fuel Cycle Safety Engineering Research Facility)に設置される臨界実験施設の核物質計量管理のため、溶液燃料計量槽の初期校正データの解析を行った。計量槽内の核物質溶液体積を評価するために必要な校正関数は、槽の寸法及び形状を考慮してデータの回帰分析を行うことにより決定した。また、核物質溶液密度の評価に必要なディップチューブ・セパレーションの解析もあわせて行った。結果として、校正関数によって計算される体積の回帰誤差は、プルトニウム計量槽の定格容量で0.05lit.(0.01%)以下であった。また、ディップチューブ・セパレーションの評価誤差も0.2mm(0.11%)以下と十分小さく、これらの誤差によるバルク測定の系統誤差は施設の目標値(プルトニウム計量槽で0.3%)を十分満足する見通しが得られた。本書は、上記のデータ解析方法、解析結果、誤差評価結果についてまとめたものである。