原子力船「むつ」炉心管理基準システムの検証

Verification of standard core management code system for nuclear ship MUTSU

鈴木 孝昌*; 板垣 正文; 酒井 友宏*

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原子力船「むつ」の炉心管理を行うための計算コードシステム(炉心管理基準システム)の検証を行った。即ち炉心管理基準システム内の核定数処理コードASSEMBLY-SHIP、3次元核熱水力計算コードSTEADY-SHIP、BURN-SHIPその他を行い、「むつ」炉心陸上臨界試験実測データ及び昭和49年零出力臨界試験実測データに対して検証計算を行った。3次元核熱水力コードでは、強い中性子吸収体である制御棒を、対数微分値でモデル化しているが、その値の決定に当たっては感度解析を行うなどの検証を加えた。計算の結果、出力分布、増倍率、制御棒反応度価値、制御棒等反応度曲線いずれも十分に実測データを再現できる解析結果が得られた。これらの結果から、断面積処理を含めた当該システムの検証が行えたと考える。当該システムは、出力上昇試験等における炉物理計算に使用してゆく。

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