連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-5によるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析

柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之

JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MB
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連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。

How accurately can we calculate thermal systems?

Cullen, D. E.*; Blomquist, R. N.*; Dean, C.*; Heinrichs, D.*; Kalugin, M. A.*; Lee, M.*; Lee, Y. K.*; MacFarlane, R.*; 長家 康展; Trkov, A.*

UCRL-TR-203892, p.1 - 40, 2004/04

熱中性子炉体系において熱中性子散乱は非常に重要であり、熱中性子散乱を正確に取り扱わなければならない。モンテカルロコードで熱中性子散乱を取り扱う場合、データやFree Gasモデルに基づいて散乱解析が行われるが、その取り扱いはコードごとに異なっているのが普通である。また、用いられる熱中性子散乱データが異なれば結果が異なってくる。本研究では、さまざまなモンテカルロコードパッケージ(コードと核データ)を用いて、熱中性子散乱の影響を受けやすい体系において実効増倍率などの積分パラメータをどの程度正確に求めることができるか調べるためのベンチマークを実施した。ベンチマーク計算では、熱中性子散乱の効果が強調されるような非常に簡単なピンセル体系についてデータを用いる場合とFree Gasモデルの場合の実効増倍率を計算し、比較した。熱中性子散乱効果は体系依存性が強く、このベンチマーク体系では5%から12%もあることがわかった。コード間の比較ではにより熱中性子散乱を考慮した場合は実効増倍率で、Free Gasモデルの場合でのばらつきがあることがわかった。

高温工学試験研究炉(HTTR)臨界試験の予備解析結果; モンテカルロコードMVPに基づく解析

野尻 直喜; 中野 正明; 安藤 弘栄; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

JAERI-Tech 98-032, 59 Pages, 1998/08

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高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験の事前評価として、連続エネルギー法に基づくモンテカルロ計算コードMVPにより核特性解析を行った。拡散理論による炉心計算では直接モデル化が困難であった、燃料コンパクト、燃料棒、燃料棒挿入孔、反応度調整材等の燃料体内の非均質構造、制御棒及び制御棒挿入孔、後備停止系ほう素ペレット落下孔、炉心構成要素間の間隙等を詳細にモデル化した。解析により、初回臨界は16カラム前後燃料を装荷した状態で到達する見込みであること、その際第1,2,3リング制御棒を全引き抜きし中心制御棒だけを操作することで臨界調節が可能であることを確認した。また、臨界時の制御棒位置、過剰反応度、炉停止余裕等を求めた。これらの解析結果を臨界試験の計画策定に用いた。

Benchmark analysis of experiments in fast critical assemblies using a continuous-energy monte carlo code MVP

長家 康展; 中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.6 - 19, 1998/01

https://doi.org/10.3327/jnst.35.6

高速炉体系に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPの妥当性を評価するためにJENDL-3.2ライブラリーを用いてFCA及びZPPR-9炉心についての実験解析を行った。計算に用いられた体系は実験体系をほとんど正確に模擬して計算され、物理モデルも評価済み核データと同様のものが用いられた。その結果、実効増倍率はFCA X-2炉心を除いて0.5~0.8%/過小評価した。また、中心反応率比及び反応率分布に対して実験値と計算値はほぼすべての反応について誤差の範囲内で一致した。更に、実効増倍率の過小評価の原因を調べるためにJENDL-3.2のU非弾性散乱断面積をENDF/B-VIのものに置き換えて、炉心計算を行った。その結果、実効増倍率はFCAの炉心については0.4~0.5%/、ZPPR-9炉心については約0.8%/増加し、C/E値は改善された。この実効増倍率の増加の原因は主にU非弾性散乱断面積の2次中性子エネルギー分布にあることが分かった。これらのベンチマーク解析を通じて、MVPコードの妥当性が確認された。

A Revision of MUTUAL; A Computer code for analysing nuclear criticality safety on array system

奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*; 栗林 克明*

JAERI-M 89-140, 32 Pages, 1989/10

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MUTUALは配列体系の臨界安全解析コードである。その原版は1986年に公開された。以下の3点においてMUTUALを改訂した。(1)入力形式をボックス型から絶対座標型に変更した。(2)固有値方程式を最小固有値を求めるものから最大固有値を求めるものに変更した。(3)立体角を計算するサブルーチンで、鏡像ユニットからの寄与分が正しく取入れられるように改めた。この報告書は改訂後のMUTUALの使用手引書である。

モンテカルロ法によるJRR-3改造炉心の詳細臨界計算

小室 雄一

JAERI-M 85-139, 34 Pages, 1985/09

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原研のJRR-3改造炉の核設計は、熱中性子炉体系標準核設計コードシステムSRACを用いて行われた。臨界計算ではセル計算で作成した均質化少数群定数が使われるとともに炉心はR-Z2次元形状で模擬された。この方法で得られた結果の精度を実効増倍係数につき再検討することを目的として、原研で整備中の臨界安全評価コードシステムJACSに収納されている多群定数ライブラリMGCLと多群モンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENOを用いて詳細な臨界計算を行った。この計算結果から、JRR-3改造炉の停止余裕とワン・ロッド・スタック・マージンはJRR-3改造炉設計方針に定められている核的制限値に対して十分な余裕を持つことが再確認できた。