Burnup calculation using POD-based neutron spectrum reconstruction

PODに基づく中性子スペクトル再構成を用いた燃焼計算

渡邉 友章  ; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一   ; 藤田 達也*; 山本 章夫*

Watanabe, Tomoaki; Aizawa, Naoto*; Chiba, Go*; Tada, Kenichi; Fujita, Tatsuya*; Yamamoto, Akio*

中性子スペクトルの再構築に基づく高速な燃焼計算手法を新たに提案する。本手法では、燃料燃焼中の中性子スペクトルを推定するために、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いて構築された簡易モデル(ROM)を使用する。このROMは、さまざまな条件下で実施された詳細な燃焼および中性子輸送計算から得られたスナップショットデータをもとに構築され、燃焼計算では各燃焼ステップにおいてROMを用いて中性子スペクトルを高速に再構築する。その再構築されたスペクトルを用いて、背景断面積をもとに得られた多群実効断面積から1群断面積を計算する。本手法は、燃焼計算中に中性子輸送計算を繰り返す必要がないため、計算時間を大幅に短縮できる。提案手法の性能を、PWRのUO燃料ピンセルモデルを用いて検証した。結果として、第6次のPOD基底までを使用した場合、参照解であるモンテカルロ計算と比較して、核種インベントリを5%以内の平均誤差で計算できることが示された。また、誤差の要因分析の結果、計算精度に対する影響として、PODの次数や多群断面積計算の不確かさに比べて回帰モデルの精度の影響が大きいことが明らかとなった。

A fast burnup calculation method based on neutron spectrum reconstruction is proposed. The method employs a reduced-order model (ROM), constructed using proper orthogonal decomposition (POD) and regression models, to estimate neutron spectra experienced by fuel during burnup. The ROM is built from snapshot data generated through detailed burnup and neutron transport simulations under various conditions. During burnup calculations, the ROM is used to rapidly reconstruct neutron spectra at each burnup step. These reconstructed spectra are then used to compute one-group cross sections from multi-group effective cross sections derived using background cross sections. The proposed method significantly reduces computational time by avoiding repeated neutron transport simulations. Its performance is demonstrated using a PWR UO fuel pin model. Results show that, with the 6th-order POD, the method predicts nuclide inventories with an average error within 5% compared to reference Monte Carlo calculations. Error analysis indicates that prediction accuracy is primarily limited by the regression models, rather than by the POD truncation or the multi-group cross section calculations.