VHTRCの実験データに基づく高温工学試験研究炉の核設計計算手法の精度検討

Accuracy investigation of nuclear design method for high temperature engineering test reactor(HTTR) based on VHTRC experimental data

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 渡部 隆*

Yamashita, Kiyonobu; Shindo, Ryuichi; Murata, Isao; Watanabe, Takashi*

本報は、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の実験データに基づいて行った高温工学試験研究炉の核設計計算手法の精度検討の結果について報告するものである。核設計計算手法で用いる計算コードとして、燃料格子特性計算にDELIGHT-6、7、制御棒特性計算にTWOTRAN-2、炉心特性計算にCITATION及びこれをベクトル化したCITATION-1000VPを使用している。本検討より得られた実効増倍率、制御棒反応度価値、反応度調整材反応度価値、出力分布(銅反応率分布)及び温度係数の実験値に対する計算値の最大の誤差は、各々1.0%k、9.5%、4.5%、2.9%(径方向)及び7.0%であることが明らかになった。

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