「もんじゅ」炉心におけるセル均質効果に関する検討 -連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる解析評価ー

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 「もんじゅ」炉心におけるセル均質効果に関する検討 -連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる解析評価ー
• Author/Editor: 諸橋 裕子; 石橋 淳一; 西 裕士
• Author Heading: 諸橋 裕子; 石橋 淳一; 西 裕士
• Publication Date: 2002-03
• Publication Date (W3CDTF): 2002-03
• Alternative Title: A Study on cell heterogeneity effects in the MONJU core; Evaluation using the continuous energy Monte Carlo code MVP
• Periodical title: JNC TN4400 2001-003
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 従来「もんじゅ」初臨界炉心の臨界解析は、JUPITER実験解析で確立された標準的手法を基本として実施されてきた。基本とする核データライブラリとしてはJENDL-3.2を使用し、これを処理して70群の炉定数セットとしたJFS-3-J3.2をベースに、70群炉定数を作成している。次に、この70群炉定数を用いて3次元HEX-Z拡散計算により体系計算が実施され、これを基準計算としている。この場合、エネルギーについては、本来連続量であるものを70群に離散化近似して扱うことになる。また、空間座標も本来連続量であるが、集合体当たり1メッシュに離散化近似している。更に、本来解くべき輸送方程式も、拡散近似により解いている。燃料集合体内の燃料ピン、ラッパ管等の微細構造も均質化近似している。そのため、これらの近似に伴う厳密解からのネ を別途補正することで、本来の厳密解相当の実効増倍率を求めている。その内の補正量の一つであるセル非均質効果については、燃料集合体内の微細構造を考慮した非均質セルモデルにより炉定数を作成し、これを均質セル計算による70群拡散計算結果と比較することで0.3$\sim$0.4\%$\Delta$Kと評価されている。この補正方法では、これら近似効果は相互に独立で、重ねあわせが可能であることを前提としている。ただし、従来手法の70群エネルギー離散化効果や各種近似効果; The criticality analysis of the MONJU initial critical core was conducted based on conventional methods developed by the JUPITER program. Effective cross sections were created, considering self-shielding effects, from the JAERI Fast Set (JFS-3-J3.2); group constants in 70 energy groups, which were processed from the Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL-3.2). These were used in the standard calculation method: a 3-Dimensional Hexagonal-Z whole core calculation by diffusion theory. This standard calculation, however, involves several approximations. The continuous neutron energy spectrum is divided into 70 discrete energy groups and continuous spatial coordinates are represented by assembly-wise spatial meshes. Original transport equations are solved by diffusion theory (isotropic scattering) approximation and fine structures in fuel assemblies, such as fuel pins or wrapper tubes, are processed into cell-wise homogeneous mixture. To improve the accuracy of the results, these approximations are compensated for by applying corresponding correction factors. Cell heterogeneity effects, among them, were evaluated to be 0.3-0.4\%$\Delta$ k/kk' by diffusion calculations based on the group constants, obtained by heterogeneous cell model calculations. This method, however, has the drawback that it assumes that there is no interdependency of the related approximations; energy grouping, diffusion approximation, etc. A study on cell heterogeneity effects has been conducted using the continuous energy Monte Carlo method to validate the adequacy of this non-interdependency assumption. As a result, cell heterogeneity effects slightly larger than those from conventional methods have been obtained; 0.54\% $\Delta$ k/kk' for the initial critical core, and 0.50\% $\Delta$ k/kk' for the initial full power core. Dependency on plutonium enrichment and fuel temperature has also been identified, which implies the dependency of the cell heterogeneity effects on the specific ...
• Source: /JNC-TN4400-2001-003.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN4400-2001-003.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 従来「もんじゅ」初臨界炉心の臨界解析は、JUPITER実験解析で確立された標準的手法を基本として実施されてきた。基本とする核データライブラリとしてはJENDL-3.2を使用し、これを処理して70群の炉定数セットとしたJFS-3-J3.2をベースに、70群炉定数を作成している。次に、この70群炉定数を...