Study of few-group constant generation methods with Serpent Monte Carlo code based on JOYO MK-I fast reactor data

常陽MK-I高速炉データに基づいたSerpentモンテカルロコードによる少数群群定数作成手法の研究

Szogradi, M.*; 長家 康展  

Szogradi, M.*; Nagaya, Yasunobu

第四世代原子炉概念の開発のため、VTTにおいて新ノード法拡散ソルバーが開発されている。その原子炉炉心解析では、モンテカルロ法で群定数を生成し、拡散ソルバーで炉心計算する二段階手法が用いられる。この手法に対する妥当性を評価するため、国際炉物理実験ベンチマークハンドブックで公開されている常陽MK-I炉心の解析を行った。常陽MK-I炉心の群定数を得るためにSerpentモンテカルロコードを用い、その群定数をAntsの入力データとして用いた。中性子スペクトルと出力分布を比較し、Antsコードの一般的な性能評価をするため、SerpentとMVPモンテカルロコードの三次元全炉心モデルによる計算も実施し、三次元Ants常陽モデルを用いて得られた結果と比較した。この比較はAntsノード法拡散ソルバーの高速炉体系に対する初めての妥当性評価となるのものである。

A new nodal diffusion solver Ants has been developed at VTT for the development of Generation IV reactor concepts. The two-step approach where group constants are generated via Monte Carlo (MC) methods is used for the reactor core analysis. To validate this approach, the JOYO MK-I core published in the International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments was analyzed. The Serpent Monte Carlo code was used to obtain group constants of the JOYO MK-I core. The Serpent few-group cross sections were then used as input data for Ants. Calculations were also carried out with Serpent and the MVP Monte Carlo code for a full-core 3D model to assess the general performance of the code comparing neutron spectrums and power spatial distributions. Results obtained with the 3D Ants JOYO model were compared with the MC results as the first assessment of the nodal diffusion solver with fast system.