2019 Annual Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 301-1 Reactor Physics, Utilization of Nuclear Data, Criticality Safety

[2J18-21] Analysis Code Development 2

Thu. Mar 21, 2019 4:55 PM - 6:00 PM Room J (Common Education Bildg. 2 3F No.32)

Chair:Kazuya Yamaji(MHI)

5:10 PM - 5:25 PM

[2J19] Development of Inherent Safety Fast Reactor by Using Blanket Bearing Minor Actinides

(5) Development of transient analysis code based on Sn method

*Satoshi Takeda1, Takanori Kitada1, Koji Fujimura2, Kazuhiro Fujimata2, Toshikazu Takeda3 (1. Osaka University, 2. Hitachi-GE, 3. University of Fukui)

Keywords:Transport theory, Sn method, Inherent Safety

GEMを設置したナトリウムプレナム付き軸方向非均質炉心の過渡核特性を精度良く解析するため、輸送計算手法であるSn法に基づく過渡解析コードを開発中である。本発表では開発している過渡解析コードの結果について述べる。