Preliminary study of diffusion and SP3 calculations in unstructured mesh geometry for core deformation reactivity evaluation on SFR

ナトリウム冷却高速炉の炉心変形反応度評価のための非構造メッシュ体系における拡散計算およびSP3計算に関する予備研究

加藤 慎也  ; 堂田 哲広  ; 横山 賢治   ; 田中 正暁  ; 遠藤 知弘*

Kato, Shinya; Doda, Norihiro; Yokoyama, Kenji; Tanaka, Masaaki; Endo, Tomohiro*

ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象及びUTOP事象に伴う原子炉出力の上昇時に、炉心構成要素の熱膨張による炉心変形がこの出力上昇を抑制する負の反応度フィードバック効果をもたらす。原子力機構ではこの炉心変形反応度の解析評価手法(設計手法)の開発を実施している。設計手法を構成する反応時計算モジュールは、計算理論に多くの近似を使用しているため、計算された炉心変形反応度の妥当性確認には、核計算の参照解を導出する詳細な評価手法が必要となる。本研究では、開発の第一段階として、設計手法の妥当性確認用の参照コードとして、非構造メッシュを使用できるSimplified P3(SP3)近似に基づく2次元有限体積法(FVM)コードの開発を実施し、拡散理論に基づくFVMコードの計算理論、コードへのSP3近似導入手順、これまでに開発された計算機能の検証結果を示す。

During a reactor power increase in ULOF and UTOP events in sodium-cooled fast reactors, core deformation due to thermal expansion of core elements is expected to cause a negative feed-back effect to suppress this power increase. An analytical evaluation method of core deformation reactivity for design is being developed in JAEA. However, the neutronics calculation module uses several approximations. This study aims to develop the detailed evaluation method as a reference neutron transport calculation code for confirmation of the validity of the calculated core deformation reactivity. Here, the two-dimensional finite volume method (FVM) code based on simplified P3 (SP3) approximation with unstructured mesh have been developed as the first step of the development. This paper describes the calculation theory of the FVM code, the procedure of introducing SP3 approximation into the code and the verification results of the functions developed.