日米高速実験炉データを用いた炉心燃焼計算コードの検証及び妥当性確認,1

V&V of core depletion calculation codes using experimental data from experimental fast reactors in Japan and the US, 1

大釜 和也  ; Kumar, S.*; Fei, T.*; 谷中 裕 ; 佐々木 新治 ; 前田 茂貴   ; Feng, B.*

Ohgama, Kazuya; Kumar, S.*; Fei, T.*; Taninaka, Hiroshi; Sasaki, Shinji; Maeda, Shigetaka; Feng, B.*

日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG)における二国間協力の一環として、原子力機構とアルゴンヌ国立研究所は、高速炉の炉心燃焼計算コードの検証及び妥当性確認を目的とした、実験炉の実験データの相互補完、実験炉仕様に基づく高速炉ベンチマークの作成、共同解析によるコード間検証及び実験データを用いた妥当性確認を進めている。最初のステップとして、日米の炉心燃焼計算コード間の検証に重点をおいた、「常陽」MK-II炉心をベースに段階的に複雑化させた一連のベンチマークを作成し、日米間で結果を比較、相違の要因分析を行った。本発表では、本協力の概要と上記ベンチマーク結果の一部を報告する。

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