ACE-FRENDY-CBZ; A New neutronics analysis sequence using multi-group neutron transport calculations

多群輸送計算を用いたACE-FRENDY-CBZの検証

千葉 豪*; 山本 章夫*; 多田 健一   

Chiba, Go*; Yamamoto, Akio*; Tada, Kenichi

本論文では、ACE-FRENDY-CBZと名付けた新しい中性子解析の流れを提案する。本解析は、アプリケーションライブラリを一切使用せず、ACEファイルを起点として、ターゲットシステムを構成する媒体の多群断面積データをFRENDYコードで計算し、多群中性子輸送計算をCBZコードシステムのモジュールで実行するものである。ACE-FRENDY-CBZを8つの高速中性子体系に対してテストし、モンテカルロ計算とk-effを比較したところ、裸の体系とトリウム反射体体系で30pcm以内で、ウラン反射体体系で約100pcm以内で一致することを確認した。ウラン反射体体系で差異が大きい原因は、中性子流を重みとして全断面積を縮約したことが原因であることを突き止めた。中性子流を重みとして縮約した全断面積を用いた計算では、ウラン反射系で系統的にk-effが過小評価されることが明らかになった。

A new multi-group neutronics analysis sequence ACE-FRENDY-CBZ is proposed. This sequence is free from uses of any application libraries; with the ACE files as the starting point, multi-group cross section data of media comprising a target system are calculated with the FRENDY code, and multi-group neutron transport calculations are performed with modules of the CBZ code system. The ACE-FRENDY-CBZ sequence was tested against the eight fast neutron systems, and good agreement with the reference Monte Carlo results was obtained within 30 pcm differences in the bare systems and the thorium-reflected system, and approximately 100 pcm differences in the uranium-reflected systems. The use of the current-weighted total cross sections in the multi-group neutron transport calculations had non-negligible impacts over 100 pcm on k-eff, and the calculations with the current-weighted total cross sections systematically underestimated k-eff in the uranium-reflected systems.