FBR安全性試験炉の集合体内出力分布計算手法の整備

• Material Type: 文書・図像類
• Title: FBR安全性試験炉の集合体内出力分布計算手法の整備
• Author/Editor: 水野 正弘; 宇都 成昭
• Author Heading: 水野 正弘; 宇都 成昭
• Publication Date: 1998-11
• Publication Date (W3CDTF): 1998-11
• Alternative Title: Preparation of methods to calculate pin-wise intra-subassembly power density distribution of a new in-pile experimental reactor for FBR safety research
• Periodical title: JNC TN9400 98-007
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施している。SERAPHでは定常及び種々の過渡試験が予定されており、試験時のドライバー炉心除熱のため重水が炉心冷却材に用いられる。種々の試験遂行には制御棒を使用するが、吸収体引抜き時のフォロワー材を重水とする制御棒案を候補の一つとして成立性の検討を行っている。この案では、重水の持つ高い減速比に起因して、重水フォロワー領域における中性子の減速・反射によって隣接燃料集合体で局所出力ピークが発生することが懸念されており、今後制御棒構造の具体化を進めるには詳細な局所出力分布特性評価手法の整備が不可欠である。このような背景に基づき、筆者らは制御棒周辺の局所出力分布を含む集合体内出力分布特性を適切に評価し得る核計算手法の整備を行った。解析ツールには制御棒近傍での中性子輸送挙動を統計的な影響を受けずに評価し得る2次元SN輸送計算コードTWOTRAN-IIを選定した。モデル化に際して、制御棒近傍での中性子平均自由行程を考慮し、制御棒とその周辺の15体分に相当するドライバー燃料集合体からなる2次元XY体系スーパーセルモデル、及びそれを13種類の単位セルモデルで構成する方法を考案した。スーパーセルモデルを効率良く構成するため領域マップ及びメッシュ境界を自動設定するプログラム、並びに計算で得られたメッシュ毎の中性子束をピン毎の出力密度に編集するプログラムを作成した。本成果は、今後制御棒構造やそれに関連した炉心構成の具体化に有効に活用されることが期待される。; A design study of a new in-pile experimental reactor, SERAPH (Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology), for FBR safety research has progressed at JNC (Japan Nuclear Cycle Development Institute). SERAPH is intended for various in-pile experiments to be performed under steady state and various transient operation modes. Heavy water is selected as a coolant material for heat removal of the SERAPH driver core during the experiments. Control rods are needed to conduct the experiments, and a control rod with heavy water follower is considered as one of the promising ideas and is now under investigation. In this idea, care must be taken to avoid production of local power peaks which are caused by neutron moderation in the follower and may appear in the vicinity of the boundary between the control rod and its neighboring fuel subassembly, since deuterium has an excellently high moderation power. Therefore, preparation of some methods of evaluating power density distribution in detail is required for control rod design. This report describes preparation of a set of neutronic calculation methods to evaluate intra-subassembly power density distribution including local power peaks around a control rod. A two-dimensional S$_{n}$ transport calculation code TWOTRAN-II is selected as a tool for evaluating neutron transport phenomena near the control rod with no cares for statistical influence. A two-dimensional rectangular super-cell model, which is a physical model composed of a control rod and its surrounding fifteen fuel sub-assemblies, and a method to construct the super-cell model based on thirteen unit cells are created, considering neutron mean free path near a control rod. Two processing tools are newly developed to generate a material region map and mesh boundaries for an efficient super-cell construction procedure and to obtain pin-wise power densities based on calculated mesh-wise neutron flux data. The results in this report are expected to be ...
• Source: /JNC-TN9400-98-007.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-98-007.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.: 核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施している。SERAPHでは定常及び種々の過渡試験が予定さ...