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口頭

黒鉛減速体系での炉心規模のスペクトル評価に基づく燃焼挙動の概略評価

福原 克樹*; 藤本 望*; 深谷 裕司; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 石塚 悦男

no journal, , 

原子炉燃料の燃焼解析は一般にORIGENが用いられている。ORIGENは炉型ごとにライブラリが整備されているが、高温ガス炉用のライブラリは存在せず専用のライブラリを新たに整備する必要がある。そこで我々は原子力機構が所要するHTTRを対象とし、高温ガス炉用ライブラリの作成手法の開発に取り組んでいる。まずはピンセル体系でのライブラリ作成を試みた。作成したライブラリによる燃焼計算結果とモンテカルロ法による全炉心体系の燃焼計算結果を比較したところ、660日での$$^{239}$$Puの質量はピンセル体系の方が35%以上多いことが分かった。次にピンセル体系と全炉心体系の違いを確認するため、温度や濃縮度,炉内燃料位置による感度解析を行ったところ、中性子スペクトルの影響は燃料位置によるものが大きいことが確認できた。これにより、ライブラリ作成には反射体を考慮した全炉心による中性子スペクトルの評価が必要だと考えた。そこで本検討ではHTTRの反射体領域まで考慮した簡易的な黒鉛減速体系でのORIGEN用ライブラリを作成し、その燃焼計算の結果とモンテカルロ法による燃焼計算の結果を比較し、その妥当性を評価した。

口頭

高温ガス炉燃料の燃焼挙動評価に関する研究

福原 克樹*; 藤本 望*; 深谷 裕司; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平

no journal, , 

高温ガス炉燃料における核種生成消滅挙動の評価手法の確立を目指し、HTTRを対象としてORIGENライブラリの作成手法について検討している。本検討では、全炉心体系での中性子スペクトルの評価に基づき、燃料ブロック単位でのライブラリ作成を行った。そしてそのライブラリによるORIGENの燃焼結果とモンテカルロによる全炉心燃焼結果を比較し、その妥当性を評価した。

口頭

高温ガス炉用のORIGENライブラリ作成手法の検討

福原 克樹*; 藤本 望*; Simanullang, I. L.*; 深谷 裕司; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 石塚 悦男

no journal, , 

高温ガス炉燃料における核種生成消滅挙動の評価手法の確立を目指し、HTTRを対象として燃焼解析コードORIGENのライブラリ作成手法について検討している。本検討では、全炉心体系での中性子スペクトルの評価に基づき、燃料ブロック単位でのライブラリ作成を行った。そしてそのライブラリによるORIGENの燃焼結果とモンテカルロ法による全炉心燃焼結果を比較し、その妥当性を評価した。

口頭

Preparation method of ORIGEN2 library for high temperature gas-cooled reactors

Simanullang, I. L.*; 福原 克樹*; 守田 圭介; 深谷 裕司; Ho, H. Q.; 長住 達; 飯垣 和彦; 石塚 悦男; 藤本 望*

no journal, , 

The ORIGEN2 code has been used for fuel depletion calculations of many kinds of reactor fuels but there is no library for high temperature gas cooled reactors (HTGRs). A set of the ORIGEN2 library for the HTGR has been established to evaluate the burnup characteristics and compared its results with Monte Carlo burnup calculation results. The high temperature test engineering reactor (HTTR) is a block type fueled HTGRs in Japan. The ORIGEN2 libraries for the HTTR were prepared with neutron spectrums evaluated by pin-cell burnup calculations. To validate the calculation results of the ORIGEN2 code, a comparison between the burnup calculation using the Monte Carlo MVP-BURN code was conducted. One of the nuclide isotopes evaluated in that study was $$^{239}$$Pu. The amount of $$^{239}$$Pu calculated by ORIGEN2 with a library prepared by pin-cell burnup calculation was higher about 35% than that calculated by MVP-BURN. It can be seen that the ORIGEN2 library based on the pin cell model was not enough for evaluating the burnup characteristics of the HTTR. Therefore, an improvement was conducted by generating the ORIGEN2 library for HTTR based on the fuel block system and the whole system (core and reflector regions). The comparison between the ORIGEN2 results and MVP-BURN results was investigated. In the case of the ORIGEN2 library being generated based on the fuel block system, the maximum difference was about 6% compared to the mass of $$^{239}$$Pu calculated by MVP-BURN. Furthermore, the difference of $$^{239}$$Pu amount between the ORIGEN2 library and MVP-BURN became 2.4% when the library for ORIGEN2 was generated based on the whole system of HTTR.

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