多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究(2)

Study on improvement of reactor physics analysis method for FBRs with various core concept (2)

竹田 敏一*; 田川 明広 ; 丸山 学*; 北田 孝典*; 山本 敏久*

Takeda, Toshikazu*; Tagawa, Akihiro; not registered; Kitada, Takanori*; not registered

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第一部 高速炉心の中性子スペクトルの共分散誤差とバイアス補正による計算精度向上の検討高速実験炉「常陽」で用いられている中性子スペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトルのバイアス補正ファクターと共分散を物理的で定量的に評価するとともに、各バイアス補正ファクターと共分散を積み上げることで、より合理的な初期推定スペクトルとその誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトルの共分散は相対的に小さく、バイアス補正を考慮することで小さな誤差でも十分精度良く評価できることがわかった。第2部 モンテカルロ法によるガス冷却高速炉の中性子流の評価Heガス冷却高速炉用の異方性拡散係数をモンテカルロ法で求める手法の検討の一環として、モンテカルロ法で中性子流を評価できるようにタリー機能を追加し、非均質な体系での中性子流の評価を行った。非均質体系では均質体系に比べて炉心からの漏れは大きく、特に低エネルギー側で顕著であることが分かった。また、体系計算形状と拡散・輸送計算の違いによる中性子漏れの検討を行った。各効果を併せると、高エネルギー側では計算手法の差による影響が支配的で中性子流を大きく見積もり、低エネルギー側では非均質効果が支配的で中性子流を小さく見積もる結果となった。第3部 減速材を用いた核変換の解析手法の検討高速炉での超寿命FP核種などの変換効率を高めるために検討されている、減速材付きターゲット集合体の解析を精度よく行える手法を検討した。モンテカルロ法と類似した計算方法に基づき、3次元体系で非均質体系を直接扱うことができるCharacteristics法が最も有望であるとの結論を得た。また、マルチバンド法とCharacteristics法を組み合わせた決定論的手法について、計算の高速化・高精度化に必要な技術について考察を行った。

Investigation was made on the following three themes as a part of the improvement of reactor physics analysis method for FBR with various core concepts. [Part 1: Investigations on Improvement of Neutron Spectrum Evaluation by the Use of Co-variance Matrices and Bias Corrections] In order to improve the neutron spectrum unfolding method used in the experimental fast reactor JOYO, investigation was made on the bias corrections to the initial neutron spectrum and error evaluation of nuclear data with the co-variance matrices. The error estimation was done by accumulating each bias correction factor and the co-variance matrix. It was concluded that the accumulated error for the initial neutron spectrum is relatively small, and a considerable improvement was achieved by the use of bias corrections. [Part 2: Evaluation of Neutron Streaming in Gas Cooled Fast Reactors by the use of Monte Carlo Method] As a part of investigations on the evaluation of the anisotropic diffusion coefficients for gas cooled fast reactors, a new tally function was added to a Monte Carlo code so that the neutron streaming can be calculated with heterogeneous core configurations. It was found that the neutron streaming becomes larger when the heterogeneous model was used. The tendency was more distinct in lower energy range. The same types of comparison was also done for the difference of core calculation models and the transport/diffusion theory. The final result shows that the transport/diffusion error has positive values in higher energy range, and the heterogeneous/homogeneous error has negative values in lower energy range. [Part 3: Investigation on the Calculation Method for Nuclear Converters with Neutron Moderators] A new calculation system which can deals with the target assemblies with neutron moderators was proposed. This concept has been investigated as a device to achieve high conversion rate for long life fission products. It was concluded that the characteristics method is ideal, wh