OPT-TWO; 2次元MOX燃料最適濃度分布計算コード

OPT-TWO; Calculation code for two-dimensional MOX fuel models in the optimum concentration distribution

佐藤 庄平; 酒井 友宏*; 奥野 浩  

Sato, Shohei; Sakai, Tomohiro*; Okuno, Hiroshi

OPT-TWOは、MOX(ウラン・プルトニウム混合酸化物)燃料の2次元体系において、臨界安全上で最も厳しい評価を与える濃度分布(最適濃度分布)を計算するコードである。OPT-TWOにおける最適濃度分布の算出は、燃料インポータンス量が一定になる時に燃料体系の反応度が最も大きくなることを示す原理である、燃料インポータンス平坦化原理を利用する。この原理に基づき、OPT-TWOでは、(1)2次元SN法中性子輸送計算コードTWOTRANを用いた中性子束,随伴中性子束及び中性子増倍率の算出,(2)燃料インポータンスの算出,(3)燃料移行量の算出、の繰り返し計算を実施して燃料インポータンス分布を徐々に平坦化していき、最終的に燃料体系の最適濃度分布を算出する。濃度分布を考慮するMOX燃料の要素は、MOX粉末,二酸化ウラン粉末及び添加剤である。本報告書では、OPT-TWOの計算内容,計算方法及びインストール方法を示すとともに、OPT-TWOの臨界計算への適用方法について示す。

OPT-TWO is a calculation code which calculates the optimum concentration distribution, i.e., the most conservative concentration distribution in the aspect of nuclear criticality safety, of MOX (mixed uranium and plutonium oxide) fuels in the two-dimensional system. To achieve the optimum concentration distribution, we apply the principle of flattened fuel importance distribution with which the fuel system has the highest reactivity. Based on this principle, OPT-TWO takes the following 3 calculation steps iteratively to achieve the optimum concentration distribution with flattened fuel importance: (1) the forward and adjoint neutron fluxes, and the neutron multiplication factor, with TWOTRAN code which is a two-dimensional neutron transport code based on the SN method, (2) the fuel importance, and (3) the quantity of the transferring fuel. In OPT-TWO, the components of MOX fuel are MOX powder, uranium dioxide powder and additive. This report describes the content of the calculation, the computational method, and the installation method of the OPT-TWO, and also describes the application method of the criticality calculation of OPT-TWO.