報告書番号

T96004

タイトル（和文）

プルサーマル炉心解析のための中性子輸送計算手法の検討－新しい輸送計算モデルの考案－

タイトル（英文）

STUDY OF SN-TYPE NEUTRON TRANSPORT EQUATION BY TOTAL FLUX FINITE DIFFERENCE METHOD FOR PU-THERMAL CORE ANALYSIS

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

プルサーマル炉心では，炉内の中性子束分布は空間・時間的に複雑に変化する。このため，プルサーマル炉心特性の精度良い評価のためには，輸送計算の利用あるいは輸送効果の考慮が求められる。３次元の炉心特性解析に適用出来る簡易な輸送計算コード開発の第１段階として，新しい輸送計算手法を考案した。本計算手法を基に１次元および２次元計算モデルを作成し，従来の輸送計算コードと比較し，同等の計算精度，数値計算の安定性が示された。本計算モデルの計算時間の大部分は階差式の係数導出部分であり，係数計算を合理化する事による高速化が期待出来る。

概要 （英文）

BECAUSE RECENT LWR CORE DESIGNS,SUCH AS THE HIGH BURN-UP CORE WITH GD-DOPED FUEL AND PU-THERMAL CORE,CAUSE NON-UNIFORM NEUTRON FLUX DISTRIBUTION,TRANSPORT CALCULATION OR TRANSPORT EFFECTCORRECTION OF DIFFUSION CALCULATION IS NECESSARY. TRANSPORT CALCULATION FOR THE LWR CORE REQUIRES ENORMOUS COMPUTING RESOURCES,SO HIGH-SPEED TRANSPORT COMPUTING METHODS ARE NEEDED. A NEW NUMERICAL SOLUTION FOR THE SN-TYPE TRANSPORT EQUATION HAS BEEN DEVELOPED. THE PRESENT METHOD USES ONLY TOTAL FLUXES OF EACH MESH IN FLUX DISTRIBUTION CALCULATION,LIKE DIFFUSION CALCULATION. HOWEVER,THE PRESENT METHOD NEEDS A PROCESS TO CALCULATE DIFFERENCE COEFFICIENTS USED FOR FLUX DISTRIBUTION CALCULATION AND AN ADDITIONAL ITERATION LOOP FOR ADJUSTING ANGULAR FLUX DISTRIBUTIONS. THIS PAPER,PRESENTS THE SOLUTION ALGORITHM FOR 1D SLAB GEOMETRY AND2D X-Y GEOMETRY. PRELIMINARY NUMERICAL CALCULATION SHOWS GOOD AGREEMENT WITH THE CONVENTIONAL SN-TYPE TRANSPORT CALCULATION AND STABLE NUMERICAL CONVERGENCE. SINCE THE PRESENT METHOD USES MOST COMPUTING TIME CALCULATING DIFFERENCE COEFFICIENTS,MORE EFFICIENT CALCULATION OF DIFFERENCE COEFFICIENTS WILL PROVIDE A FASTER METHOD FOR COMPUTING SN-TYPE TRANSPORT EQUATIONS.

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