クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備

Development on nuclear design model for detailed design of clean burn HTGR

深谷 裕司   ; 後藤 実  ; 西原 哲夫 

Fukaya, Yuji; Goto, Minoru; Nishihara, Tetsuo

クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備を行った。先行研究の概念設計では米国GA社の設計したDeep Burnの燃料組成を用いていたが、日本の実情に合わせた軽水炉取り出しPu組成を用いた燃料組成を決定した。なお、品質保証、トレーサビリティの観点から燃料材料・構造材料の個数密度を一意的に決定できるように、評価法の見直し及び定式化を行った。これらの組成を用い概念設計では考慮されていなかった制御棒カラムの配置を検討した。また、すべての運転領域で負の温度係数を得られるように、Er装荷に関する検討を行った。このモデルはモンテカルロ法中性子輸送コードMVPの入力として整備した。また、これまで核設計の経験の少ない高燃焼による多くのFP核種の蓄積の効果を考慮するため、燃焼チェーンに関する検証も行った。一方で、これまでの炉心設計は決定論的手法である中性子拡散方程式に基づいたCOREBNコードを用いて行われていた。そのため、MVPの断面積をCOREBNコードに出力するための枠組みの整備も行った。

A development on nuclear design model for detailed design of Clean Burn HTGR had been performed. In the previous study, the fuel composition assumed in the study of Deep Burn proposed by GA in U.S. was employed. In the present study, that is estimated to reflect the situation of the nuclear fuel cycle in Japan. And, the evaluation method is refined from the viewpoint of traceability and a guarantee of quality. The deployment of control rod columns is investigated. Moreover, the Er loading is also investigated to obtain negative temperature coefficients in all range of operation. This model is developed for MVP code, which solves neutron transportation by Monte Carlo method. Validation of burn-up chain is also performed to adopt very high burn-up calculation. The core design is performed by COREBN code, which solves neutron diffusion equation by deterministic approach. Thus, the convertor which converts the cross section of MVP to COREBN is also developed.