2016 Fall Meeting

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Oral Presentation

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

[3L05-09] Development of Analysis Method

Fri. Sep 9, 2016 10:35 AM - 11:55 AM Room L (Kumume City Plaza - Assembly Room 2)

Chair: Hiroki Koike (MHI)

11:05 AM - 11:20 AM

[3L07] An Investigation on Improvement of the Core Neutronics Design Calculation Method for Advanced Fast Reactors (5)

Investigation on the cross-section homogenization method in power distribution evaluation

*Kazuteru Sugino1, Maruyama Shuhei1, Ohki Shigeo1 (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:Power distribution, Cross-section homogenization, Fast reactor, Core neutronics design

高速炉の核設計手法の検証・妥当性確認及び不確かさ評価の一環として行った750MWe級のナトリウム冷却高速炉の径方向出力分布評価には改善の余地が見られ、その主要因が従来の断面積均質化手法にあることが明らかとなった。そこで、断面積の均質化に関する種々の改良手法を適用することにより、径方向出力分布評価結果の改善について検討を行った。