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Extended calculations of OECD/NEA phase II-C burnup credit criticality benchmark problem for PWR spent fuel transport cask by using MCNP-4B2 code and JENDL-3.2 library

PWR使用済み燃料輸送キャスクを対象としたOECD/NEA燃焼度クレジット臨界ベンチマーク問題II-CへのMCNP-4B2コード及びJENDL-3.2ライブラリーを用いた拡張計算

黒石 武; Hoang, A.; 野村 靖; 奥野 浩

Kuroishi, Takeshi; Hoang, A.; Nomura, Yasushi; Okuno, Hiroshi

OECD/NEAベンチマーク問題II-Cにおいて提案されたPWR使用済み燃料輸送容器を対象に、軸方向燃焼度分布の非対称性による反応度効果について研究した。炉内中性子束測定に基づき、軸方向燃焼度分布は21の組成領域で模擬される。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4B2と核データライブラリーJENDL-3.2を用いて、3次元モデルの臨界計算を実施した。アクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に加え、アクチニドのみ考慮する手法についても実施した。計算の結果、燃焼度A.O.の増加に伴って、実効増倍率及び端部効果はほぼ直線的に増加することが示された。また、より高い燃焼度に対して、燃焼度分布非対称性の端部効果への感度はより高い。軸方向分布を持つ燃焼度に対して、核分裂源分布は、燃料下端部より燃焼度の低い上端部に向かってピークがシフトするという強非対称になった。さらに、平均燃焼度の増加に伴って、核分裂源分布のピークはより高くなった。実測値から得られた最も非対称性の強い軸方向燃焼度分布を用いてアクチニドと核分裂生成物を考慮する手法に基づく実効増倍率計算結果と比較することより、一様燃焼度分布を仮定したアクチニドのみ考慮する手法の保守性を定量的に評価することができる。

The reactivity effect of the asymmetry of axial burnup profile is studied for PWR spent fuel transport cask proposed in OECD/NEA Phase II-C benchmark. The axial burnup profiles are based on in-core flux measurements. Criticality calculations are performed with the continuous energy Monte Carlo code MCNP-4B2 and the nuclear data library JENDL-3.2. Calculations are carried out not only for cases in the benchmark but also for symmetric burnup cases. Both actinide-only approach and actinide plus fission product approach is considered. The end effect is more sensitive to higher burnup asymmetry. The axial fission distribution becomes strongly asymmetric as its peak shifts toward the fuel top end. The peak of fission distribution gets higher with the increase of either the burnup asymmetry or the assembly-averaged burnup. The conservatism of uniform axial burnup assumption for the actinide-only approach is estimated quantitatively in comparison with the keff result calculated with experiment-based strongest asymmetric axial burnup profile for the actinide plus fission product approach.

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