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ZPPR-9炉心ベンチマーク問題の整備

Development of the ZPPR-9 core benchmark problem

岩井 武彦*; 杉野 和輝; 石川 眞

Iwai, Takehiko*; Sugino, Kazuteru; Ishikawa, Makoto

大洗工学センター炉心技術開発室では、FBR炉心の核設計精度を向上させるために核設計基本データベースを整備している。他方、シグマ委員会「リアクタ積分テストW/G」の活動の一環として、核データのベンチマーク問題の整備が行われており、軽水臨界実験装置(TCA)、定常臨界実験装置(STACY)、小型高速炉臨界実験装置(FCA)と共に、核設計基本データベースの利用拡大の観点から、このデータベースの主要であり、JUPITER実験の中で最も炉心形状が単純であるJUPITER-IシリーズのZPPR-9炉心を、簡易ベンチマーク問題として整備した。整備した核特性は、臨界性、反応率(反応率比と反応率分布)、制御棒価値、Naボイド反応度、ドップラー反応度である。また、詳細解析のための補正係数を用意したので、ベンチマーク問題の利用者は基準計算を行うのみで、実検値と直接比較できる解析結果を得ることができ、ベンチマーク問題の幅広い利用が期待できる。ただし、補正係数算出の前提として、メッシュサイズやエネルギー群数、断面積定義などを統一する必要があるので、異なったモデルを用いる利用者は、詳細解析モデルを用いて補正係数の変更を行わなければならない。

In the Reactor Physics Research Section, O-arai Engineering Center, a Standard Data Base for Nuclear Design is under development to improve the accuracy of FBR nuclear design calculations. The Reactor Integral Test Working Group of the Sigma committee is compiling data from TCA(Tank Type Critical Assembly), STACY(Static Experimental Critical Facility) and FCA(Fast Critical Assembly), for a set of nuclear data benchmark problems. An FBR benchmark problem from the Working Group has been added to the Data Base: the ZPPR-9 core, simplest of the JUPITER-I series, recommended for its ease of use. The compiled nuclear parameters are Criticality; Reaction rate data(Reaction rate ratio & Reaction rate distribution); Control rod worth; Sodium void reactivity and Sample Doppler reactivity. The benchmark problem definition is an idealization of the experimental geometly; we used detailed analytical methods to prepare correction factors, so that users of the benchmark can compare their results with the experiment. Wide use of the benchmark problem is anticipated. However, the calculation of correction factors is affected by the mesh size, the number of energy groups and the definition of cross sections, so it is necessary to use detailed analytical methods to produce modified correction factors when one uses a calculational model in which mesh size etc. are different.

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