原子炉まわり中性子ストリ-ミング効果予備検討

日比 宏基*; 鈴置 善郎*; 長田 博夫*

PNC TJ2678 95-007, 134 Pages, 1995/03

PNC-TJ2678-95-007.pdf:4.2MB

もんじゅ性能試験で実施される「原子炉まわりしゃへい評価」では、原子炉容器内及び原子炉容器室内などで中性子測定を行い、しゃへい設計の基礎データを取得する計画である。この試験解析には、しゃへい設計時に同じく、基本的には2次元中性子輸送計算手法を適用して実施されることとなる。しかしながら、原子炉容器室そのものが六角形であること、あるいは原子炉容器室しゃへい床には種々の貫通部や切り欠き部があり3次元的に非常に複雑な形状をしているため、このような複雑形状を2次元RZ体系でモデル化すると計算誤差が大きくなる可能性がある。したがって、試験解析には3次元的な形状を模擬した計算方法を適用し、中性子ストリーミング効果を適切に評価する必要がある。また、本しゃへい評価では、原子炉容器内の炉内NIS案内管内で中性子測定を行うため、試験解析として案内管内の中性子ストリーミング効果を評価する必要がある。そこで本研究では、原子炉まわり中性子ストリーミング効果予備検討として、原子炉容器内のしゃへい床の基本的な体系に対して3次元モンテカルロ法を適用したしゃへい床まわりの中性子ストリーミング解析を行うとともに、原子炉容器内の炉内NIS案内管を含む体系での中性子ストリーミング効果を含めた案内管効果を評価した。その結果、3次元モンテカルロ法の適用により原子炉容器室内の詳細な中性子束分布を求められる見通しを得るとともに炉内NIS案内管中のしゃへい測定値をファクタ0.30.5程度で再現できた。今回の知見を基に今後、原子炉容器室内のしゃへい測定解析に本格的に3次元モンテカルロ法を適用し、また、炉内NIS案内管中の他の測定の解析を行うことは有益である。