ACE-FRENDY-CBZシーケンスによる原子炉圧力容器周りの中性子輸送計算

Neutron transport calculations around the reactor pressure vessel by the ACE-FRENDY-CBZ sequence

千葉 豪*; 多田 健一   ; 山本 章夫*

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

1次元球体系にモデル化した原子炉圧力容器周りの中性子輸送問題に対してACE-FRENDY-CBZシーケンスによる計算を行い、計算精度を定量化した。従来の多群ライブラリを用いた方法と比べてより精度の高い解が得られること、798群程度の詳細なエネルギー離散化を行うことにより連続エネルギモンテカルロコードMVPとの良好な一致が得られることを明らかにした。

The one-dimensional spherical multi-group neutron transport calculation was carried to calculate around the reactor pressure vessel by the ACE-FRENDY-CBZ sequence for the quantification of the prediction accuracy of this sequence. The fine energy groups calculation results showed a good agreement with the continuous-energy Monte Carlo code MVP. The calculation results indicate that the prediction accuracy of this method is higher than that of the conventional multi-group calculation method.