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高温ガス炉設計のための核種生成消滅評価法の研究

Study on methodology to estimate isotope generation and depletion for core design of HTGR

深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実; 島川 聡司

Fukaya, Yuji; Ueta, Shohei; Goto, Minoru; Shimakawa, Satoshi

高温ガス炉の設計をより確実なものとするために、核種生成消滅評価法に関する技術的な問題の整理を行った。核種生成消滅評価に関する技術的な問題は、大きく分けて燃焼方程式の解法、実効断面積作成法及び核データのライブラリ選択に分類される。特に、実効断面積作成法に関する検討は炉心燃焼解析と共通する部分を有し、将来の高温ガス炉用炉心設計コード開発への適用可能性について技術的検討を併せて行った。その結果、SRAC107群構造を中性子束エネルギー20MeVまで拡張した108群構造をもつ断面積セットを新たに整備し、決定論的計算コードであるSRACコードにより評価された中性子束を用いた群縮約を行う手法が妥当であることが分かった。なお、本手法は現行の炉心設計手法と整合性を取りつつも、多様なニーズに対応するための拡張がなされていること等から総合的に最適な手法である。本手法を用いて作成したORIGEN用1群ライブラリによる核種生成消滅計算を行い、被ばく評価及び燃料設計に重要な核種とさらなる高精度化が必要となる核種を高温ガス炉解析の観点から明確にした。

An investigation on methodology to estimate isotope generation and depletion had been performed in order to improve the accuracy for HTGR core design. Solving the burn-up equations, generating effective cross section and employing nuclide data are the technical problems. Especially for the generating effective cross section, the core burn-up calculation has a technological problem in common with point burn-up calculation. Thus, the investigation had also been performed for the core burn-up calculation to develop new code system in the future. As a result, it was found that the cross section with the extended 108 energy groups structure from the SRAC 107 groups structure to 20 MeV and the cross section collapse using the flux obtained by the deterministic code SRAC is proper for the use. In addition, an investigation on the preparation condition for nuclear data for a safety analysis and a fuel design was also performed. As a result, the needs for the nuclear data ware made clear.

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