Development of deterministic core analysis code system ARCANUM for high-temperature gas-cooled reactors

高温ガス炉用決定論的炉心解析コードシステムARCANUMの開発

多田 健一   ; 方野 量太   ; 近藤 諒一  ; 長家 康展  ; 千葉 豪*; 山本 章夫*

Tada, Kenichi; Katano, Ryota; Kondo, Ryoichi; Nagaya, Yasunobu; Chiba, Go*; Yamamoto, Akio*

高温ガス炉(HTGR)は第4世代原子炉の一つである。HTGRは炉心冷却喪失などの重大事故でも炉心損傷に至らないという大きな利点を有している。我々は、HTGR炉心を合理的な計算時間で正確に計算するために、新しい炉心解析コードシステムARCANUMを開発している。ARCANUMは、2次元格子計算部と3次元三角柱炉心計算部の2つのパートから構成される。2次元格子計算には、MOC輸送計算ソルバーGENESISを使用した。3次元炉心計算コードなどのその他の計算は、新規に開発されたコードを用いた。本論文では、ARCANUMコードシステムの概要と、本システムの検証結果を示す。格子計算部の検証には、IRPhEベンチマーク中の燃料要素を用いた。炉心計算部の検証には、竹田ベンチマークを用いた。計算結果は、基準結果と良好な一致を示した。

A High-Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) is a type of Generation IV reactor. HTGRs have a good advantage in preventing the core meltdown in the event of a severe accident, such as loss of forced cooling. We are developing a new core analysis code system, ARCANUM, to accurately calculate HTGR cores within a reasonable calculation time. It consists of two parts, i.e., the 2D lattice calculation part and the 3D triangular prism core calculation part. The MOC-based transport solver GENESIS was used for 2D lattice calculations. The other calculations, such as 3D core calculation code, are performed using newly developed codes. This paper shows an overview of the ARCANUM code system and verification results of this system. Two fuel elements, which are obtained from the IRPhE benchmark, were used to verify the lattice calculation part. Takeda-benchmark Model 4 was used to verify the core calculation part. The calculation results showed good agreement with the reference results.