中性子輸送計算システムCBGによる小林ベンチマーク問題の計算

Calculations of Kobayashi benchmark problems with a neutron transport simulation code system CBG

千葉 豪

Chiba, Go

中性子輸送計算コードシステムCBGの中性子遮蔽問題への適用性を評価するため、遮蔽計算を想定して作成された中性子輸送ベンチマーク問題をCBGを用いて計算した。遮蔽体領域が完全吸収媒質の問題において、次数に上限がない角度求積セットを用いた場合では、適切な次数を設定することにより中性子束について参照解を20%以内で再現することを示した。また、遮蔽体領域が50%散乱の問題において、次数を詳細化したTri_DPTセットを用いることにより、中性子束について参照解を10%以内で再現することを示した。また、計算を効率化するための多段階Sn法を提案し、それを適用することで計算精度を保ちつつ計算時間を4分の1程度まで短縮することを示した。

In order to evaluate applicability of a neutron transport simulation code system CBG to shielding problems, calculations are performed with CBG for the Kobayashi benchmark problem which has been proposed for validations of neutron shielding calculations. In fully-absorbed shielding problems, it is shown that angular quadrature sets which have limitations on the angular order result in large discrepancy to the reference solutions in neutron flux due to the ray effect and that angular quadrature sets which have no limitations on the order reproduce well the reference neutron flux. In partly-absorbed shielding problems, it is shown that the high-order Tri_DPT set reproduces well the reference neutron flux. In addition, a multi-step S method is proposed, and it is shown that it can drastically reduce calculation time without losing calculation accuracy.