Benchmark calculation with MOSRA-SRAC for burnup of a BWR fuel assembly

BWR燃料集合体の燃焼のためのMOSRA-SRACによるベンチマーク計算

小嶋 健介; 奥村 啓介 

Kojima, Kensuke; Okumura, Keisuke

核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、東京電力福島第一原子力発電所において使用されていた、可燃性毒物を有するBWR燃料集合体の燃焼計算を題材にしたベンチマーク「Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC」の解析を行った。しかしながら、本モジュールの体系入力における制限により、ベンチマーク体系の一部を均質化しモデル化する必要性があった。この均質化による影響を含め、本モジュールの適用性を検証するため、様々な計算体系に対する有効性が確認されている燃焼計算コードMVP-BURNとの比較を実施した。この結果、本モジュールの同集合体に対する適用性が検証され、その有効性が示された。さらに、この均質化による影響は、計算手法の違いによる影響に比べて小さいことが判明した

The MOSRA system has been developing to improve the applicability of the neutronic characteristic analyses. The cell calculation module MOSRA-SRAC is a core module of MOSRA, and applicability tests for realistic problems are required. As a test, we joined the benchmark "Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC." The benchmark requested the neutronic characteristics for a BWR fuel assembly with gadolinium, which had been used in the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Because of a restriction of MOSRA-SRAC, the geometry was partially homogenized. To verify the module's applicability including the homogenization effects, the multiplication factor and the nuclide compositions were compared with the well-validated code MVP-BURN. As the results, the applicability of MSORA-SRAC for the assembly was verified. Additionally, it was also shown that the homogenization effects were smaller than the difference due to the calculation methods.