次世代炉定数の整備(III)

Preparation of next generation set of group cross sections (III)

金子 邦男*

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本年度は、重核の非分離共鳴の評価エネルギー範囲の検討から、微細群共鳴断面積の上限エネルギーを50KeVに上げ、それに伴う炉定数作成システムの改良を実施した。同時にこれまでの研究成果を反映させ、汎用炉定数作成システムに遅発中性子データ処理機能を付加し、汎用炉定数作成システムを完成させた。また、次世代炉定数のエネルギー構造やデータ構造およびデータ内容を定め、 151群次世代炉定数の仕様を決定した。そして、この 151群次世代炉定数の仕様に基づき、次世代炉定数の具体的なライブラリーフォーマットを定めた。一方、高速炉核計算で当該次世代炉定数ライブラリーを使用できるように、高速炉用格子計算コードの改良を実施した。以上の作業を実施した後、本研究で完成させた汎用炉定数作成システムにより、 JENDL-3.2評価済核データを使用し、92核種の 151群次世代炉定数と29核種の微細群共鳴断面積ライブラリー作成した。そして、作成 151群次世代炉定数と微細群共鳴断面積ライブラリーを使用して、改良高速炉用格子計算コードにより高速炉のベンチマークテスト計算を実施し、その計算結果を連続エネルギーモンテカルロコードの計算結果と比較することにより、 151群次世代炉定数が十分な核特性計算精度を持つ事を確認した。

This fiscal year, based on the examination result about the evaluation energy range of heavy element unresolved resonance cross sections, the upper energy limit of the energy range, where ultra-fine group cross sections are produced, was raised to 50keV, and an improvement of the group cross section processing system was promoted. At the same time, reflecting the result of studies carried out till now, a function producing delayed neutron data was added to the general-purpose group cross section processing system, thus the preparation of general purpose group cross section processing system has been completed. On the other hand, the energy structure, data constitution and data contents of next generation group cross section set were determined, and the specification of a 151 groups next generation group cross section set was defined. Based on the above specification, a concrete library format of the next generation cross section set has been determined. After having carried out the above-described work, using the general-purpose group cross section processing system, which was complete in this study, with use of the JENDL-3.2 evaluated nuclear data, the 151 groups next generation group cross section of 92 nuclides and the ultra fine group resonance cross section library for 29 nuclides have been prepared. Utilizing the 151 groups next generation group cross section set and the ultra-fine group resonance cross-section library, a bench mark test calculation of fast reactors has been performed by using an advanced lattice calculation code. It was confirmed, by comparing the calculation result with a calculation result of continuous energy Monte Carlo code, that the 151 groups next generation cross section set has sufficient accuracy.