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JENDL-3.2に基づく高速炉用ORIGEN2断面積ライブラリー作成ツールの開発

Development of the tool for generating 0RIGEN2 library based on JENDL-3.2 for FBR

大川内 靖 ; 福島 学*

Okawachi, Yasushi; Fukushima, Manabu*

ORIGEN2は世界で最も広く使用されている燃焼計算コードである。本コードは様々なタイプの炉心に対する1群断面積ライブラリーを内蔵している。しかし、これらのライブラリーに関しては、基となっている核データ(ENDF/B-IV,V)が古いことやライブラリー作成時に想定された高速炉の炉心燃料設計が最近の検討対象と必ずしもマッチしないなどの問題点がある。そこで、JENDL-3.2をベースとし、解析対象炉心の中性子スペクトルを考慮できる高速炉用のORIGEN2新ライブラリー作成ツールを開発した。また、本ツールを用いて、Na冷却型高速炉の検討に広く活用できるよう、炉心規模(小型炉$$sim$$大型炉)・燃料種別(酸化物、窒化物、金属)・Pu組成をパラメータとした7種類の増殖炉心にPu燃焼型炉心を加えた計8種類の炉心に対して新ライブラリーを整備した。作成した新ライブラリーの検証として、ライブラリーを変更して同条件での燃焼計算を行った。その結果、ライブラリーによって核種生成量・消滅量が大きく異なることが示され、縮約スペクトルが計算結果に大きく影響していることがわかった。本ツールあるいは新ライブラリーを用いることにより、消滅処理研究における核種生成・消滅量の評価精度が向上するものと思われる。

ORIGEN2 is one of the most widely-used burnup analysis code in the world. This code has one-grouped cross section libraries compiled for various types of reactors. However, these libraries have some problems. One is that these libraries were developed from old nuclear data libraries (ENDF/B-IV,V) and the other is that core and fule designs from which these libraries are generated do not match the current analysis. In order to solve the probrems, analysis tool is developed for generating ORIGEN2 library from JENDL-3.2 considering multi-energy neutron spectrum. And eight new libraries are prepared using this tool for analysis of sodium-cooled FBR. These new libralies are prepared for eight kinds of cores in total. Seven of them are made by changing core size (small core $$sim$$ large core), fuel type (oxide, nitride, metal) and Pu vector as a parameter. The eighth one is a Pu burner core. Burnup calculation using both new and original libraries, shows large difference in buildup or depletion numbers of nuclides among the libraries. It is estimated that the analysis result is greatly influenced by the neutron spectrum which is used in collapse of cross section. By using this tool or new libraries, it seems to improve evaluation accuracy of buildup or depletion numbers of nuclides in transmutation research on FBR fuel cycle.

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