BN及びBFS炉心解析システムの整備

Development of a code system for the BN and BFS reactor analysis

船曳 淳*; 角田 弘和*

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BN及びBFS炉心体系を正確にモデル化することのできる3次元Hex-Z体系用解析コードの汎用性を向上させ、高精度な核特性解析を実現するために以下のコード整備を行った。NSHEXコードを中性子束ソルバーとする3次元輸送燃焼計算コードNSHEX-BURNを整備した。本コードは、計算体系が全炉心形状に限定されるものの、拡散燃焼計算コードMOSESと同等な燃料管理、燃焼計算機能を備えている。試計算の結果から、出力分布等の空間分布諸量については、輸送効果により拡散燃焼計算コードの結果と僅かな差がみられたが、燃焼に伴う実効増倍率の変化はほぼ一致した。NSHEXコードで計算した角度束、随伴角度束を用いる3次元輸送摂動計算コードを整備した。試計算の結果から、角度束の内積計算において適用した三次元中性子束再構築法の精度が角度積内積値を介して反応度変化の精度を支配することがわかった。NSHEXコードの加速法を検討し、高次モーメントまでを考慮した中性子束外挿法を外部反復加速に適用する方法が最も有効であることがわかった。この加速法を適用した場合、最大で約1/3の計算時間で収束解が得られた。反応率解析コードLAGOONに、集合体径方向6角断面内の中性子束分布から任意の位置における中性子束を内挿する機能を付加した。これにより、LAGOONコードの計算可能な体系は、XYZ、XY、RZ体系に加えて、3次元HexZおよびTriZ-体系が追加され、解析適用範囲が拡がった。二次元輸送摂動計算コードSNPERTを拡張し、ミクロ断面積を使用した摂動計算が可能となった。機能面では反応度マップおよび核種毎の密度計算、遅発中性子割合や中性子生成時間の計算機能を追加した。

The following codes were developed to enhance the applicability of the three-dimensional Hex-Z geometry codes that can model the BN and BFS reactor core accurately. A burn-up calculation code named NSHEX-BURN was developed. This code utilizes the three-dimensional transport code NSHEX as a neutron flux solver. Although the geometry of this code is restricted to the whole core configuration, the code is equipped with the function of fuel management and burn-up analysis as the diffusion-based code MOSES. Test calculations showed that the spatial distribution of physical quantities, such as power density, is slightly different from the results that calculated by the diffusion-based burn-up code due to the transport effect. 0n the other hand, the changes of the effective multiplication factor caused by burn-up were well agreed with both codes. A three-dimensional, transport-based perturbation code was developed. The code uses forward and adjoint angular fluxes obtained by the NSHEX code. The results from test calculation indicate that the accuracy of the reconstruction method of neutron angular flux in calculation node plays an essential role in attaining the accurate evaluation of reactivity change. Various acceleration methods were applied to the NSHEX code to improve the computational performance. Performance check calculations showed that the extrapolation of neutron flux moments in outer iterations is most effective and that the extrapolation of higher order flux moment is very important. This method reduced the computational time by a factor of three at most. The reaction rate analysis code LAGOON was modified to determine flux at any point of hexagonal assembly. This modification enhanced the applicability of LAGOON code to Hex-Z and Tri-Z geometry, in addition to currently available XYZ, XY, and RZ geometry. The two-dimensional, transport-based perturbation code SNPERT was extended to use microscopic cross section libraries. New functions to calculate ...