Optimization of Monte Carlo methods for calculational predictions of dosimetry measurements in "JOYO" MK-III core

「常陽」MK-III炉心におけるドシメトリー測定のモンテカルロ計算予測手法の最適化

Wootan, D. W.

Wootan, D. W.

高速炉開発に資する燃料及び材料の照射試験の実施は、高速実験炉「常陽」の主要な目的の一つである。「常陽」では、1983年から2000年にかけてMK-II炉心での運転が行われてきた。2003年に照射能力の向上を目的とした「常陽」MK-III改造工事が完了した。MK-III炉心では、炉心のサイズ,構成,燃料の濃縮度、原子炉出力において、MK-IIから大幅な変更が行われている。MK-III炉心を用いた燃料・材料照射試験においては、中性子照射量やスペクトルなどの主要な照射条件を正確に予測できる計算手法が求められる。「常陽」MK-III炉心第1サイクル及び第2サイクルにて、炉心中心部から炉外マンホールにわたる広い範囲を対象に中性子ドシメータの照射が実施された。このドシメトリ結果と計算予測の結果により、「常陽」MK-III炉心の詳細な中性子束及びスペクトル分布を得ることが可能となるものと期待される。中性子場の予測には従来の評価手法を適用し、燃料領域には三次元拡散計算によるMK-II炉心管理コード「MAGI」、燃料外領域には二次元輸送計算コード「DORT」を用いた。近年、非均質効果を評価する目的で「MCNP」コードによるモンテカルロ計算が導入されつつある。本報告書では、モンテカルロ法による非均質効果を含めた全炉心解析手法の開発について述べる。この解析手法は、「常陽」で行われる様々な照射試験における個々の試料、ドシメータに到る詳細な照射条件について正確な計算予測を与えることを目的としている。連続エネルギーコード「MCNP」の効率的な計算方法を調査し、照射試験ごとの個々の条件に対して統計誤差の低減手法の最適化を図った。手法の精度をMK-II炉心での種々のドシメトリ試験結果を用いて評価したうえで、本手法をMK-III炉心第1サイクル及び第2サイクルでの照射試験の予測に適用した。本研究の結果は、今後「常陽」にて計画されている様々な照射試験の照射条件予測に本手法が広く適用可能であることを示すものである。

One of the primary missions of the "JOYO" experimental fast reactor is to perform irradiation tests of fuel and structural materials to support the development of fast reactors. From 1983 to 2000 "JOYO" was operated with the MK-II irradiation test core. In 2003 the "JOYO" reactor upgrade to the MK-III core was completed to increase the irradiation testing capability. The MK-III core incorporates significant changes to the core size and arrangement, fuel enrichment, and reactor power level compared to the MK-II core. Accurate core calculational methods are required for predicting neutron fluence, related spectral information, and other key performance parameters for new fuels and materials irradiation tests in the MK-III core. An extensive set of neutron dosimeters ranging from the core center to beyond the reactor vessel were irradiated during the first two operating cycles of the MK-III core. This dosimetry data, along with calculational predictions, will allow a detailed characterization of the neutron spectra and flux distributions for this new core configuration. Previous methods applied at "JOYO" for predicting neutron fields included the MAGI three dimensional diffusion-theory based core management code system for the fuel region and the DORT two dimensional deterministic transport code for ex-core regions. Recently Monte Carlo transport calculations using the MCNP code have been introduced to account for heterogeneous effects. This paper describes the development of generalized whole-core Monte Carlo analysis methods, including heterogeneity effects, to provide accurate calculational predictions for the detailed irradiation environments of various "JOYO" irradiation test locations down to the level of individual specimens or dosimeters. Efficient calculational strategies using the continuous energy MCNP code were investigated and variance reduction techniques were optimized for each unique type of test environment. The accuracy of the methods was ...