Whole core calculations of power reactors by use of Monte Carlo method

中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(7), p.692 - 701, 1993/07

https://doi.org/10.3327/jnst.30.692

ベクトル化モンテカルロコードを用いて商用PWR及び高速原型炉の全炉心計算を行った。幾何形状は多重格子表現を用いてピンレベルまで正確にモデル化した。計算したパラメータは実効増倍係数、制御棒価値、出力分布等である。多群及び連続エネルギーコードを用いて計算し両者の結果を比較した。小さな分散を達成するため100万の中性子を追跡した。この結果高速ベクトル化コードは実効増倍係数、集合体出力、いくつかの反応度価値を現実的な計算時間で行えることが明らかになったが、従来のスカラーコードではこの様な大規模な問題を解くことは困難である。また目標設計精度を達成するのに必要なヒストリー数を評価し、ピン出力や小さな反応度価値計算のためには1千万オーダーのヒストリーが必要であることを示した。

高速炉の炉心溶融模擬体系における反応率およびサンプル反応度価値の解析

角田 弘和*; 中野 正文; 弘田 実彌

JAERI-M 9091, 50 Pages, 1980/10

JAERI-M-9091.pdf:1.43MB

FCAにおける高速炉の炉心溶融模擬体系であるVIII-2集合体で測定された、核分裂率分布、核分裂率比およぴサンプル反応度価値の解析を行なった。本解析では、炉心溶融事故を扱う際の炉計算手法の適用性を検討する為、輸送(S)、拡散および修正拡散計算法をとり上げ、測定値とこれらの比較を行なった。炉定数はJAERI FAST VersionIIから作成した。燃料スランピング体系での核分裂率については、拡散計算はポイド領域のみならず高密度燃料領域でも実験値を再現しない。一方輸送計算はSPo近似でも実験値と比較的良く一致する。ポイド領域の拡散係数を変更して用いる修正拡散法は、燃料移動に伴う中性子束分布の変化については、さほどの改善をもたらさない。Puサンプル反応度価値についても、拡散計算では不十分であり、輸送計算によって不一致の改善がなされる。しかし、一部には依然不一致の問題が残り、より詳細な検討が必要である。

Experimental Study of LMFBR Heterogeneous Core at FCA

中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章; 弘田 実彌

JAERI-M 8117, 18 Pages, 1979/03

JAERI-M-8117.pdf:0.66MB

非均質高速炉心の核特性評価に関する基礎研究としてFcAVII-3集合体により一連の実験を行った。実験体系は炉心中心に盤状の内部ブランケット(IB)を入れた単純形状の円筒炉心であり、IBの組成や厚みを変えて、臨界性、Naポイド効果、サンプル反応度価値、反応率分布等を系統的に測定した。IB中心から炉心中央までのNaポイド効果は、IB内のUPu原子数密度の増加とともに減少する傾向が観測されたが、その変化はIBの組成にはあまり敏感ではない。IBの厚さが20cmから40cmに増すと炉心領域のNaポイド効果は約35%の減少を示した。IB厚さ30cmのFcAVII-3-1集合体について、JAERI-Fast VersionII、拡散近似による解析を行い測定値と比較した。計算値は低エネルギに感度の高いU(n,f)、U(n,)等をIBで過少評価する。Puサンプル反応度価値の計算値は炉心領域の測定値をよく再現できない。Naポイド効果のC/E値はIBと炉心の境界で20%以上の不連続性を示した。