Analysis of detailed neutron fluxes in PWR pressure vessel by two- and three-dimensional PALLAS transport codes

竹内 清*; 笹本 宣雄

Nuclear Technology, 62, p.207 - 221, 1983/00

https://doi.org/10.13182/NT83-A33218

加圧水型軽水炉の計算モデル化が圧力容器のベルトラインにおける中性子場の計算結果に及ぼす影響を調べるため、1000MWeクラスPWRについて3つの座標、すなわち(R,),(R,Z)および(X,Y,Z)と(R,)の結合座標形状に対してモデル化を行い、中性子輸送計算を実施した。PALLAS-XYZによる3次元計算は他の2次元計算の標準として用いた。標準計算との比較から、(R,)計算に用いる線源規格化は実効炉心長を用いて行えばよいことが分った。さらに2種類の(R,Z)モデルを用いて圧力容器での計算値の下限を調べた。(R,)計算で軸方向への漏洩を無視した影響も調べ、圧力容器外表面まではその影響はほとんど無いことがわかった。圧力容器内面での方位角方向のピーキングはおよそ2.7である。PALLASの計算精度はPCA8/7体系での実験、およびアーカンサスPWR原発の実験結果との比較により30%以内であることを確めた。