報告書番号

L06002

タイトル（和文）

原子炉反応度計に用いる実効遅発中性子割合の計算法の開発と検証 - 連続エネルギーモンテカルロ法に基づく汎用計算手法 -

タイトル（英文）

Development and verification of calculation method of efective delayed neutron fraction for reactivity meter - Versatile method based on continuous energy Monte Carlo code -

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

核分裂核種iから生じる遅発中性子先行核は崩壊定数群jにより6つの群に分類される。この先行核から生じる遅発中性子の実効割合βeff,ijは原子炉の反応度計などに用いられる。この実効割合を評価する新手法を提案する。同法は、空間依存動特性方程式から導出される、任意関数で重みつけた動特性パラメータを用いる一点炉動特性方程式に基づいている。本法では、重み関数として、随伴中性子束にかえて、次世代核分裂中性子数の期待値を適用する。それにより、βeff,ijを連続エネルギーモンテカルロ法の固有値計算モードで計算することが可能となった。TCA、STACY、CROCUSの摂動炉心に対して測定された炉周期Tと本法で計算したβeff,ijを用いて逆時間方程式で導出した反応度は、摂動炉心と臨界炉心の実効増倍率から直接計算した反応度とよく一致した。この結果、本手法の妥当性が実証された。

概要 （英文）

A new method is proposed to estimate effective fraction of delayed neutrons radiated from precursors categorized into 6 groups of decay constant j and fissile nuclide i, (beta)eff,ij for reactivity meters. The new method is based on point kinetic equations with parameters weighted by an arbitrary function derived from space-dependent kinetic equation. Instead of adjoint flux, an expected number of fission neutrons in next generations is applied as weighting function. (beta)eff,ij can be estimated by the eigenvalue calculation mode based on continuous energy Monte Carlo method. Reactivities that were deduced by the inhour equation with measured period T and here calculated (beta)eff,ij, agreed well with the reactivities of 1/keffs difference between the perturbed and critical cores which were mocked up in TCA, STACY and CROCUS. Accordingly, the validity of the method is verified.

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