OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIA; Criticality calculations of BWR spent fuel assemblies in storage and transport

OECD/NEA燃焼度クレジット臨界計算ベンチマーク問題IIIA; 貯蔵及び輸送用BWR使用済燃料集合体の臨界計算

奥野 浩  ; 内藤 俶孝*; 安藤 良平*

Okuno, Hiroshi; Naito, Yoshitaka*; Ando, Yoshihira*

この報告書は、経済開発機構原子力機関(OECD/NEA)の後援の下に燃焼度クレジット臨界計算ワーキンググループで実施されたベンチマーク問題IIIAの最終結果を示す。ベンチマーク問題は、1層の沸騰水型原子炉使用済燃料集合体配列モデルの中性子増倍率(k)に対する、現行の計算コード及びデータ・ライブラリの組み合わせが持つ予測能力を確認することを意図している。全部で22題のkを計算するベンチマーク問題を提案している。以下のパラメタの効果を検討する: 冷却期間、FP核種考慮の有無、軸方向燃焼度分布考慮の有無、燃焼時の軸方向ボイド率分布または一定ボイド率の考慮。22題のうち5題の問題については、軸方向の核分裂割合の分布も要求している。9ヶ国からなる17機関の寄与により、21組の結果を提示している。参加者により計算されたk値の平均値からの相対的な広がりは、ほぼ1%k/kの幅に収まっている。また、核分裂割合分布計算値の平均からのずれは、多くの場合において5パーセントの範囲内にあるとの結果を得ている。

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