高速炉用統合炉定数ADJ2000の作成

Development of the unified cross-section set ADJ2000 for fast reactor analysis

石川 真; 沼田 一幸*; 佐藤 若英*; 杉野 和輝

not registered; Numata, Kazuyuki*; Sato, Wakaei*; Sugino, Kazuteru

高速増殖炉の開発において、実機炉心設計の核特性予測精度を高めることは、合理的で高性能な炉心を実現してプラントの経済性を向上させ、また信頼性および安全性の裕度をよりいっそう確保するために、極めて重要な研究課題となっている。臨界実験解析などで得られたC/E値(解析/実験値)を実機設計に反映するために最も有力な手段が、核データの誤差(共分散)、積分実験誤差・解析誤差、炉心毎・核特性毎の感度などを総合してベイズの定理により炉定数を調整する手法であり、ここで得られた炉定数を、積分実験解析情報と微分核データを統合したという意味で、「統合炉定数」と呼ぶ。 これまでにサイクル機構(旧、動燃)が作成してきた総合炉定数と比較して、今回作成した高速炉用統合炉定数ADJ2000の特徴を以下にまとめる。1)我が国の最新データライブラリJENDL-3.2をベースとしていること、2)調整対象となる微分核データに自己遮蔽因子を新たに加え、ドップラー反応度の予測精度向上を可能としたこと、3)シグマ委員会が開発し公開した最新の核データ誤差(共分散)データを採用したこと、4)従来のJUPITER実験データに加え、FCA、「常陽」、BFS、MASURCA、Los Alamos超小型炉心など、多種・多様な炉心からの実機データを採用し、適用炉心の汎用性を飛躍的に高めたこと、5)実機で重要な燃焼・温度核特性も調整用積分データとして仕様したこと、6)解析モデル誤差値の設定及び異常データの排除に統計的な2乗値を適用し、データの客観性を高めたことなのである。ADJ2000は、大型から超小型まで、臨界実験から実機FBRまでの多様な炉心の、燃焼・温度核特性を含む多種の核特性を良い精度で評価できる性能を有している。ADJ2000が、今後、高速炉の解析・設計研究で広く使用されることを期待する。

In the core design of fast breeder reactors, it is very impotant to improve the prediction accuracy of nuclear characteristics from the viewpoint of both reducing cost and insuring reliability of plant. The most powerfull method to reflect the C/E (Calculation/Experiment) values obtained from critical experimental analysis on the design work is the cross-section adjustment technique which is to unify cross-section covariance, integral experimental and analytical errors and the sensitivity coefficients of various cores and parameters based on the Bayesian parameter-estimation theory. The adjusted cross-section set is called "a unified cross-section set" here, since it combines integral experimental information with differential nuclear data. The main features of ADJ2000 compared with the preceding unified cross-section sets which were also developed by JNC (the former PNC) are as follows: First, the basic cross-section set adjusted was generated from JENDL-3.2, which is the latest version of the evaluated library in Japan at present. Second, the adjusted nuclear parameters include the self-shielding factors which were newly introduced in the adjusted parameters so that the accuracy of the Doppler reactivity can be improved. Third, the covariance data of nuclear parameters used in the adjustment were derived from the JENDL-3.2 Covariance File which has been completed and released by the Japan Nuclear Data Committee lately. Fourth, the integral experimental data were widely extended to include various independent facilities such as FCA in Japan, MASURCA in France, BFS-2 in Russia, JOYO as a power reactor, small core experiments in Los Alamos, as well as a series of JUPITER experiments in ANL/ZPPR that was only one experimental database in the previous adjustment study. Fifth, the integral data used in the adjustment includes the burnup- and temperature-related characteristics which are very important for power fast reactors. Finally, the statistical chi-square ...