FBR安全性試験炉(SERAPH)炉心性能評価手法の整備(1) - 3次元核特性計算 -

• Material Type: 文書・図像類
• Title: FBR安全性試験炉(SERAPH)炉心性能評価手法の整備(1) - 3次元核特性計算 -
• Author/Editor: 海老沢 透; 宇都 成昭
• Author Heading: 海老沢 透; 宇都 成昭
• Publication Date: 1998-07
• Publication Date (W3CDTF): 1998-07
• Alternative Title: Preparation of methods to evaluate core performance of a new in-pile experimental reactor for FBR safety research (SERAPH)(1); Three-dimensional neutronic calculation
• Periodical title: PNC TN9410 98-081
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 動燃事業団ではFBR大型炉の安全性向上に不可欠である各種炉内試験のための、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炉は試験燃料を装荷する円筒形試験孔及び六角形集合体からなるドライバー炉心により構成され、ドライバー領域には試験遂行のための各種制御系、及び試験燃料の破損・分散等に伴う物質移動計測に必要なスロット(矩形の空洞領域)が設けられる。本報ではこのような複雑な3次元形状特性を適切に模擬し、かつ炉心性能を適切に評価し得る核特性計算手法の整備を、現存する解析コードの適用性確認も含めて実施した。解析コードには形状模擬性の観点からモンテカルロコードMVPを選定し、その適用性を確認した。モンテカルロ計算に付随する統計誤差の影響を受けやすい出力分布については、決定論的手法に基づく2次元円柱計算との組み合わせ手法を考案・整備し、膨大な中性子ヒストリー数の設定を必要とせず実用的な計算時間で妥当な精度を得ることを可能にした。プール状燃料の移動に伴い発生する微小反応度の評価には、統計誤差を生じずかつスロット内の大きな中性子輸送効果の適切な評価が必要となることから、決定論的手法に基づく3次元Sn輸送計算コードTRITACを選定した。同コードの特長の一つで、大幅な計算速度の向上を達成している拡散理論に基づく加速法に対し、拡散理論が適合しない希薄領域においてもその機能阻害を回避するため改良された現存の最新版は、スロットのような希薄領域を含むSERAPH炉に対しても適用できることを確認した。; A design study of a new in-pile experimental reactor, SERAPH (Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology), for FBR safety research has progressed at PNC (Power Reactor and Nuclear Fucl Development Corporation). SERAPH consists of a cylindrical test hole to install various kinds of FBR fuels and a surrounding driver core which is composed of a few hundreds of hexagonal sub-assemblies. The driver core contains a variety of control systems to be used for experiments, and a rectangular empty region called hodoscope slot which is required to diagnose material motion behavior such as fuel failure and dispersion. This report describes preparation of a set of neutronic calculation methods to evaluate the core performance as well as to correctly characterize three-dimensional configuration of the core. Applicability of several analytical codes currently available for the evaluation is also investigated. A Monte Carlo codc MVP is selected as a tool for dealing with geometrical characteristics and is found to be appropriate for the evaluation of the core performance. Power distribution can be evaluated by a Monte Carlo calculation coupled with a deterministic two-dimensional cylindrical calculation. This coupled method enables one to obtain good accuracy for the power distribution with reasonable computational time as well as with the economical number of neutron histories and minimal statistical errors. A threc-dimensional S$_{n}$ transport calculation code TRITAC is selected for estimatig a small reactivity perturbation which may be caused by gradual motion of the test fuel. The diffusion-synthesis acceleration technique, which is one of the remarkable features of TRITAC, has already been modified so as to be applicablc to a corc with empty regions where the diffusion theory is in appropriate. The latest version with the improved acceleration technique is found to be suitable for calculating a small change in reactivity.
• Source: /PNC-TN9410-98-081.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-98-081.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.: 動燃事業団ではFBR大型炉の安全性向上に不可欠である各種炉内試験のための、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炉は試験燃料を装荷する円筒形試験孔及び六角形集合...