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高速炉体系におけるJENDL-3.3の積分テスト

Integral test of JENDL-3.3 on Fast Reactors

千葉 豪; 羽様 平 ; 佐藤 若英*; 沼田 一幸*

Chiba, Go; Hazama, Taira; Sato, Wakaei*; Numata, Kazuyuki*

新たに公開された評価済み核データライブラリJENDL-3.3の高速炉核特性解析における性能を評価するため、積分テストを実施した。テストには核燃料サイクル開発機構が有する豊富な臨界実験データ(ZPPR,BFS,MOZART,FCA)、実機試験データ(JOYO)を利用した。プルトニウム燃料を用いた炉心体系では、JENDL-3.2から-3.3への改訂により、臨界性で最大0.3%⊿k程度、Naボイド反応度の非漏洩項で最大5%程度の解析値の改善が見られた。これよりプルトニウム燃料炉心におけるJENDLの改訂の妥当性

An integral test has been carried out to evaluate a performance of evaluated nuclear data library JENDL-3.3, which was newly released, in a view of applying neutronics analyses of fast reactors. Japan Nuclear Cycle Development Institute has a large amoun

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