実証炉・実用炉における炉心核設計手法について

Neutronic analysis methods for demonstration and commercial fast breeder reactor core design

久語 輝彦 

Kugo, Teruhiko

原子力機構での実用炉・実証炉の概念設計の標準核設計手法の検討状況と標準核設計手法確立のための基盤技術の整備状況の概略を報告する。標準的核設計手法は、基準計算,補正計算及び不確かさ評価に大別される。基準計算における炉定数, 格子計算, 炉心計算に関する基本方針を紹介する。また、補正計算の内容、具体的には、輸送効果補正,メッシュ効果補正,群縮約効果補正,超微細群補正,炉心・反射体干渉効果補正について紹介する。さらに、最近の整備状況として、臨界実験を活用して核設計値の不確かさを評価する方法として、炉定数調整法の検証状況について紹介する。また、オブジェクト指向プログラミング技術を導入して、システムの保守性,拡張性を格段に向上させた計算環境(プラットフォーム)として開発し、Verification & Validationへの対応に優れた特徴を有している次世代核特性解析システムMARBLEの開発状況を紹介する。

The present paper introduces the neutronic analysis methodology of feasiblity design for demonstration and commercial fast breeder reactor cores, which are considered in Japan Atomic Energy Agency, and the current status of the research and development of base technology for establishment do the neutronic analysis methods. The neutronic analysis methods are classified into the base calculation, the corrections and the uncertainty evaluation. The basic policy for the base calculation is introduced from the following aspects; neutronic constants, cell calculation and core calculation. The corrections, such as transport effect, mesh effect, energy group collapsing effect, ultrafine energy group effect, core-reflector interfarence effect, are described. Moreover, As uncertainty evaluation method using integral experimental information, the current status of validation of the cross section adjustment method is introduced. The next generation softwear platform, MARBLE-1.0, which has an excellent property for verification and validation of the analysis method by employing object-oriented programming, is introduced.