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Effects of neutron data libraries and criticality codes on IAEA criticality benchmark problems

IAEA臨界ベンチマーク問題に対する核データライブラリと臨界コードの効果

M.M.Sarker*; 高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝

M.M.Sarker*; not registered; Masukawa, Fumihiro; Naito, Yoshitaka

熱中性子炉(軽水炉)に対する核データライブラリと臨界コードの効果を比較するために、IAEA臨界ベンチマーク問題の計算を行った。選択した臨界実験は、単純な幾何形状の炉心構成であるTRX-1とTRX-2である。計算は、WIMS-D/4,MCNP4,JACS(MGCL,KENO)とSRACで行った。ライブラリについては、WIMS-D/4にはオリジナルのWIMSライブラリを用い、その他のコードには、JENDL-3およびENDF/B-IVから作成したライブラリを用いた。これらのコードシステムやライブラリの相互比較をTRX-1,TRX-2のLWRベンチマーク実験により行った。TRXの炉心は、臨界超過、臨界未満の状態についても解析され、同様に比較を行った。臨界状態では解析結果はよく一致したが、臨界超過・臨界未満の状態では、ライブラリの違いによる結果の差異は臨界状態の時に比べて大きくなった。

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