汎用炉心解析システムMARBLEにおけるORIGEN2コード整備

Implementation of ORIGEN2 code for the general-purpose reactor analysis code system, MARBLE

菅原 隆徳  ; 小玉 泰寛*; 西原 健司  ; 平井 康志*

Sugawara, Takanori; Kodama, Yasuhiro*; Nishihara, Kenji; Hirai, Yasushi*

汎用炉心解析システムMARBLEを用いて加速器駆動核変換システム(ADS)の核設計検討を行う場合、燃焼計算において核分裂生成物がランプ化して扱われるため、燃料交換時に考慮されるべきレアアース等の残存が考慮されないという問題があった。これを改善するため、燃焼計算コードORIGEN2コードをMARBLEで利用できるよう整備を行った。すなわちMARBLE用にORIGEN2コードのカプセル化を行い、高速炉およびADSの燃焼計算にORIGEN2コードを使えるように整備した。これにより燃焼計算における核分裂生成物を核種毎に扱うことが可能となり、燃料交換時のレアアース等の残存を考慮することが可能となった。

The general-purpose reactor analysis code system, MARBLE, has been used to calculate neutron transport and burn-up calculations for Accelerator-Driven System (ADS). In the burn-up calculation of MARBLE, fission product (FP) nuclides had been treated as lump FP in the past. It meant that MARBLE was unable to treat residual nuclides such as rare-earth ones which would be generated by the fuel exchange of the ADS. To treat residual nuclides, ORIGEN2, which was one of the most famous burn-up calculation codes was implemented to MARBLE. By the implementation of ORIGEN2 code, it was available to treat FP nuclides by each nuclide and to consider the residual nuclides in the ADS burn-up calculation.