報告書番号

EX21013

タイトル（和文）

3次元連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算を用いた2次元核種組成解析結果のバイアス分析

タイトル（英文）

Bias Analysis of Nuclide Composition with 2-Dimensional Burnup Calculation using 3-Dimensional Continuous-Energy Monte Carlo Transport Calculation

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

○背景
原子力発電所から払い出される使用済燃料に含まれる核物質量の評価値と、再処理施設で受け入れる核物質量の計量値との差を受払間差異（Shipper / Receiver Difference, SRD）といい、保障措置の観点から継続的なSRD低減対策と発生要因の説明性向上が求められる。原子力発電所側が実施する核物質量の計算では、着目する燃料集合体の鉛直方向ノードごとに2次元単一燃料集合体モデルを作成し、中性子反応率を評価する中性子輸送計算と核種組成を評価する燃焼計算を実施するのが一般的である。この従来手法に内在するバイアス要因を分析することでSRDの合理的な説明に資することが期待できる。
近年、より精度の高い炉心計算を行うための手法として連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コード（MC法コード）を用いた全炉心燃焼計算が世界的に注目されている。MC法コードを用いた全炉心燃焼計算は計算コストの課題があるものの、従来手法に含まれるバイアス及び既往文献において明らかになっている隣接燃料集合体が核物質量に与える影響を評価するための参照解を得ることが可能であると期待されている。
○目的
MC法コードを適用した3次元全炉心燃焼計算によって燃料集合体ごとの核種組成の参照解を求める。また、従来手法及び既往文献による2次元燃料集合体燃焼計算を行い、参照解と比較することで核物質量解析値のバイアスをSRDの観点から評価する。
○主な成果
1. MC法コードを適用した3次元全炉心燃焼計算による核種組成の参照解の作成
2次元燃料集合体燃焼計算に含まれるバイアスの影響を評価するための手順を整理し、詳細解析モデルをBEAVRSベンチマーク問題に基づいて構築した。また、第1サイクルについて3次元全炉心燃焼計算を実施し、参照解となる核種組成を作成した。
2. SRDの観点からの従来手法のバイアス分析
隣接燃料集合体を考慮した3種類の2次元体系モデル（燃料集合体3×3、5×5、2次元全炉心モデル）は燃料集合体単一モデルに比べて、総和プルトニウム（Pu）量の参照値との差異が-2％から-1％に低減していることを明らかにした。このことから、隣接する周囲の燃料集合体を1層以上考慮することで隣接効果が適切に反映されていることを確認した。また、隣接燃料集合体を考慮した3種類の2次元体系モデルの総和Pu量は参照解と比較して約-1%程度のバイアスを有している。これは鉛直方向を反射境界として取り扱う2次元体系モデル固有のバイアスであり、鉛直方向境界付近の中性子スペクトルの変化を考慮できず、ウラン（U）及びPuの生成量が異なってくることが原因である。中性子スペクトルの違いを適切に取り扱うことで精度の向上が見込まれる。

概要 （英文）

To reduce Shipper/Receiver Differences in nuclear material mass between nuclear power plants and reprocessing plants, an improvement of calculation accuracy for assembly burnup calculation and burnup histories such as thermal power histories given from core calculation code are important. The impact to the nuclear material amount of the targeted fuel assembly considering adjacent fuel assemblies in burnup calculation was reported in the related study. Whole core burnup calculation using continuous-energy Monte Carlo method have been studied in the world. This method can deliver a reference solution and burnup histories for assembly burnup calculation. In this study, 3-D whole core burnup calculation is carried out to make a reference solution and burnup histories of assembly burnup calculation. Burnup calculations with 2-D single assembly, multi-assemblies, and whole core model are also proceeded using the burnup histories from 3-D whole core burnup calculation. Uranium and Plutonium mass of targeted fuel assembly are compared between assembly burnup calculations and reference solution. The results are shown the multi-assembly and 2-D whole core model properly takes into account the effect of neighboring assemblies, and that the assembly burnup calculation using the 2-D geometry model includes a bias of about 1% in Plutonium amount compared to the reference solution.

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