Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of the next-generation fast reactors

滝野 一夫; 大木 繁夫

JAEA-Data/Code 2023-003, 26 Pages, 2023/05

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次世代高速炉は、従来炉よりも高い炉心取出燃焼度を目指しているため、炉心核設計の高度化が求められる。そのため、燃焼核特性解析では、計算コストを抑えつつ十分な計算精度が得られる適切な解析条件が必要とされる。そこで、次世代高速炉の燃焼核特性の計算精度に及ぼす解析条件の影響を、中性子エネルギー群、中性子輸送理論、空間メッシュに着目して調査した。本検討では燃焼核特性として、平衡サイクルにおける臨界性、燃焼反応度、制御棒価値、増殖比、集合体単位の出力分布、最大線出力、ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数を取り扱った。検討の結果、エネルギー群を18群とし、拡散近似を用いて1集合体あたり6メッシュ分割して、エネルギー群、空間メッシュ、輸送効果の補正係数を適用することが最適であることが分かった。

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.92 - 96, 2020/10

Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. The former studies showed the RRRP method with a super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. It turned out afterwards that a radially-dependent analytical uncertainty remained in the CRW estimation, which also affected the estimation of radial power distribution (RPD) in the control-rod inserted core. Fortunately, those effects were negligible for smaller fast reactor cores. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD for large fast reactor cores, this study refined the super-cell model in the RRRP method with the help of Monte-Carlo simulation.

Investigation of the core neutronics analysis conditions for evaluation of burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors

滝野 一夫; 杉野 和輝; 横山 賢治; 神 智之*; 大木 繁夫

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1214 - 1220, 2018/04

Since next-generation fast reactors aim to achieve a higher core discharge burn-up than that of the conventional ones, nuclear design methods need to improve. In this study, we investigated the effect that the analytical conditions exhibit on the accuracy of estimations of the burn-up nuclear characteristics of next-generation fast reactors. Suitable analytical schemes and conditions that maximize the estimation accuracy, while maintaining a low computational cost, were investigated in this study. We performed core burn-up survey calculations under several analysis conditions. Furthermore, we calculated the criticality, burn-up reactivity, control rod worth, breeding ratio, assembly-wise power distribution, maximum linear heat rate, sodium void reactivity, and Doppler coefficient for the equilibrium operation cycles. The accuracy of the low-cost calculations was evaluated by measuring the agreements with the referential detailed conditions.

次期試験研究炉の基本設計

新居 昌至; 滝野 一夫

no journal, , 

研究炉加速器管理部では、JRR-3が停止した後も継続して定常中性子を利用できる後継炉を設計するため、ワーキンググループを設置し検討を開始した。原子力学会2016春の年会において、後継炉の基本設計思想と今後の検討方針について紹介する。

次期試験研究炉(JRR-3後継炉)の炉心設計,3; 熱的余裕の検討

津村 貴史; 新居 昌至; 滝野 一夫

no journal, , 

JRR-3の後継炉として、大強度のビームと利便性の高い中性子束を安定かつ定常的に利用者に提供でき、かつ、RI製造や材料照射など他分野にも利用可能な汎用性の高い多目的研究炉の設計を進めている。日本原子力学会2016年秋の大会において、検討状況を発表する。

次世代高速炉の核設計における燃焼核特性評価の解析条件の検討,2; 集合体出力分布及び最大線出力密度評価における解析条件

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

高い燃焼度を設計目標とする次世代高速炉の核設計高度化のために、集合体出力分布及び最大線出力密度に着目して、燃焼核特性評価における計算コスト(時間)と計算精度の関係を整理した。解析には汎用炉心解析システムMARBLE2を用いて、集合体出力分布及び最大線出力密度への補正係数を検討しつつ、群縮約効果や輸送効果をはじめ、種々の解析条件による影響を確認した。

次世代高速炉の核設計における燃焼核特性評価の解析条件の検討

滝野 一夫

no journal, , 

高燃焼度を目指した次世代高速炉の核設計高度化の一環として、現実的な計算時間内に収まり、高い精度を有する解析方法を検討した。本発表では、検討結果をレビューする。

LEAF法輸送計算コードGENESISを用いた高速炉3次元非均質全炉心直接計算

滝野 一夫

no journal, , 

角度中性子束ルジャンドル多項式展開(LEAF)法に基づく輸送計算コードGENESISを用い、大型高速炉の3次元全炉心直接計算において、安定に輸送計算を収束させることができる合理的な解析条件を得た。解析結果は多群モンテカルロ法輸送計算コードGMVPと比較して、実効増倍率で0.04%以内、燃料棒核分裂率分布で0.4%以内で一致し、十分良い精度で計算が行われたことを確認した。これにより、統計誤差を含まず、解析モデル誤差も小さい、大型高速炉全炉心解析の参照解を得る見込みが得られた。