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核設計基本データの解析(II)

Analysis of a basic core performance for FBR core nuclear design (II)

金子 邦男*

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従来の決定論手法とは全く異なる統計的原理に基づく連続エネルギーモンテカルロ手法を用いてZPPR-10A炉心解析を実施し、JUPITER解析の高度化を図った。この高度化より、従来使用されてきた決定論手法との比較検討を行い、両者の結果の差違を確認した。さらには、近年の高速炉開発は、ウラン、プルトニウム燃料のみから構成される従来型高速増殖炉の概念にとどまらず、その消滅あるいは燃料としてマイナーアクチニド(MA)を添加した燃料を使用する炉心、効率的なMA消滅を行うため水素を添加した燃料を採用する炉心等、その炉心スペクトルも多様化している。そこで、従来の高速炉用炉定数セットを発展させ、多様な炉心解析に使用できる汎用炉定数セットを作成する為、最新の炉定数処理コードの導入・整備を実施した。導入コードはPENDF作成コード群(Red Cullen Codes)と世界で最も炉定数作成システムコードとして優れているNJOYコードの最新バージョンである。これら導入コードを用いて、Pu-238-B6とMN-55-B6のJFS3-70群炉定数作成を行い、導入コードの機能確認を行った。また、昨年度導入整備した熱中性子炉標準コードシステムSRAC95を高速炉解析に利用する為、超詳細ライブラリーMCROSSの上限エネルギーを高速炉解析で必要となる40keVまで拡張し、SRACコードのPEACOルーチン改良を実施した。そして、改良SRACコードによりZPPR-9炉心のドップラー実験解析を実施し、改良SRACコードの高速炉解析機能を検証した。

The core performance of ZPPR-10A was analyzed using the Monte Carlo treatment processing with continuous energy variable, which is based on a statistical principle completely different from various traditional deterministic neutron transport treatments. By inclusion of the continuous energy Monte Carlo code into our analysis system, a highly advanced analysis capability has been established for the JUPITER project. The above Monte Carlo method result was examined by comparison with the results of past deterministic analyses, and the difference between the Monte Carlo result and traditional deterministic results was confirmed as reasonable. In these years, the fast reactor concept is changing from the past concept, which make use of fuels composed of only Uranium -Plutonium. Aiming incineration of highly radioactive wastes or plutonium, various fast reactor cores are projected burning fuels blending actinide or minor actinide (MA). Fuels blending hydride are also considered, for efficient incineration of MA.. In these circumstances, the energy spectra of fast reactors are widely changing from a core to a core. For analyzing core performance of these concept, we need fast reactor group cross section set applicable to any spectrum, substituted for the usual set that was based on some standard spectrum. Two advanced group cross section production codes were installed and combined to our general comprehensive processing system for group cross section set. The installed codes are Red Cullen Codes, a group of codes for producing PENDF, and the newest version of NJOY which is recognized as having the most excellent group cross section processing capability. Utilizing these group cross section processing codes, the JFS3-70 group cross section set for Pu-238 and MN-55 were produced using the ENDF/B6. Through the production of set, we confirmed the excellent capability of these codes. Furthermore, the thermal neutron reactor standard code system SRAC-95, installed ...

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