2024 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[2L10-14] Analysis Code Development

Wed. Mar 27, 2024 2:45 PM - 4:05 PM Room L (21Bildg.4F 21-423)

Chair:Tatsuya Fujita(JAEA)

3:30 PM - 3:45 PM

[2L13] Development of Mitsubishi FBR Nuclear Design Code System GALAXY-H/ENSEMBLE-TRIZ

(11)Reduction of Neutron Energy Group for Fast Depletion Calculation

*Masato Yamamoto1, Hiroki Koike1, Koji Asano1 (1. MHI)

Keywords:GALAXY-H/ENSEMBLE-TRIZ, Fast Reactor, Fast Depletion Calculation Method, Neutron Energy Group Structure

高速炉の核設計計算では、初装荷炉心から平衡炉心に至る複数サイクルの炉心燃焼計算により、平衡炉心における領域ごとの原子個数密度を事前に作成し、これを入力とした中性子輸送計算に基づき、種々の炉心核特性を評価する。本研究では、原子個数密度計算において、中性子輸送理論に基づく反応率計算の中性子エネルギー群数を削減することで、燃焼計算プロセスを高速化した。現行手法(70群構造)での反応率を保存する23群の少数群構造を開発し、核特性の精度を維持しつつ計算時間が1/5以下となることを確認した。

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