連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

SWAT4.0; The Integrated burnup code system driving continuous energy Monte Carlo codes MVP, MCNP and deterministic calculation code SRAC

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

Kashima, Takao; Suyama, Kenya; Takada, Tomoyuki*

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

There have been two versions of SWAT depending on details of its development history: the revised SWAT that uses the deterministic calculation code SRAC as a neutron transportation solver, and the SWAT3.1 that uses the continuous energy Monte Carlo code MVP or MCNP5 for the same purpose. It takes several hours, however, to execute one calculation by the continuous energy Monte Carlo code even on the super computer of the Japan Atomic Energy Agency. Moreover, two-dimensional burnup calculation is not practical using the revised SWAT because it has problems on production of effective cross section data and applying them to arbitrary fuel geometry when a calculation model has multiple burnup zones. Therefore, SWAT4.0 has been developed by adding, to SWAT3.1, a function to utilize the deterministic code SARC2006, which has shorter calculation time, as an outer module of neutron transportation solver for burnup calculation. SWAT4.0 has been enabled to execute two-dimensional burnup calculation by providing an input data template of SRAC2006 to SWAT4.0 input data, and updating atomic number densities of burnup zones in each burnup step. This report describes outline, input data instruction, and examples of calculations of SWAT4.0.