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VALIDATION OF SCALE4 AND MCNP4 FOR MOX HETEROGENEOUS SYSTEMS IN MOX FUEL FABRICATION FACILITIES

None

清水 義雄 ; 野尻 一郎

not registered; Nojiri, Ichiro

MOX燃料製造施設への臨界安全解析コードの適用性を確認するため、計算コード(SCALE4、MCNP4)及び核データライブラリ(ENDF/B-IV,V,VI及びJENDL-3.2)を用いたMOX非均質系臨界ベンチマーク計算を実施した。ベンチマーク計算の結果から、各計算コード及び核データライブラリの組み会わせにおける誤差評価を行い、推定臨界増倍率及び推定臨界下限増倍率を算出した。推定臨界下限増倍率については、どの組み合わせについても、0.98を上回っている。

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