DELIGHT-6(Revised)コードとSRACコードによる高温ガス炉用球状燃料の核特性解析とその解析結果の比較検討

Nuclear Characteristic STudy of Spherical Fuel Element for HTGR with DERIGHT-6(Revised)Code and SRAC Code and Comparison of Their Results

山下 清信; 新藤 隆一

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現在、日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の試験計画の一つとして球状燃料を六角黒鉛ブロック内に装荷したペブル・イン・ブロック燃料の照射試験を予定している。そこで、高温ガス冷却・格子燃焼計算コ-ドDERIGHT-6(Revised)及び熱中性子炉体系標準解析コ-ドシステムSRACを用いて高温ガス炉用球状燃料の核特性解析を行うと共に、その解析精度の把握を目的として両コ-ドの解析結果の比較検討を行なった。主な特性解析項目を以下に示す。(1)格子無限増倍率 (2)燃焼特性 (3)燃料及び減速材の温度効果 これらの特性解析を通じて、両コ-ドで得られた核特性解析結果には良好な一致が見られたことから 両コ-ドにおける球状燃料に対する計算精度はほぼ同程度である事が明かとなった。

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