2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

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

[1O09-12] calculation model advancement 2

Sat. Mar 26, 2016 2:45 PM - 3:50 PM Room O (Lecture Rooms C C201)

Chair: Go Chiba (Hokkaido Univ.)

3:00 PM - 3:15 PM

[1O10] Development of Whole-Core Monte Carlo Analysis Method with Neutron Current Connection Method

Speed-up of Current Iteration

*Michitaka Ono1, Motoo Aoyama1, Takeshi Mitsuyasu1, Tetsushi Hino1 (1.Hitachi, Ltd.)

Keywords:BWR, neutronic characteristics, neutron current, Monte Carlo method, fuel assembly

モンテカルロ法による全炉心解析の並列処理による効率向上のため,カレント結合法を開発している。本手法は、各燃料集合体を個別にモンテカルロ解析し,その境界面間を中性子カレントで接続するため,反復計算(カレント反復)が必要である。集合体核特性解析で用いる中性子数を削減し,カレント反復中の全中性子数を約1/10としても,従来と同等の精度を得ることができることを2x2の少数燃料集合体体系で確認した。