Reduction of Cross-Section-Induced Errors of the BN-600 Hybrid Core Nuclear Parameters by Using BFS-62 Critical Experiment Data

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庄野 彰; 羽様 平 ; 石川 真; Manturov, G.*

Shono, Akira; Hazama, Taira; Ishikawa, Makoto; Manturov, G.*

ロシア解体核処分方策の有力候補として検討されているBN-600ハイブリッド炉心の核設計パラメータの不確かさ評価結果を炉物理等に関する国際的な専門家会議(PHYSOR-2004)にて報告する。評価に際しては、IPPEとの共同研究によって取得したBFS-62炉心データをサイクル機構の解析システムで評価した結果も活用した。炉定数調整法の適用により核設計パラメータの不確かさが大幅に低減されること、BFSと他の高速炉の実験解析データ間に良好な整合性があること、不確かさ低減に寄与する断面積の特定と性質などを検討し、まとめた。

The present paper provides evaluation results of predicted uncertainty on nuclear parameters on the BN-600 hybrid core, a feasible option for Russian surplus weapons plutonium disposition. Covariance of nuclear group constant, analysis error, and experimental error are considered to predict uncertainties of the hybrid core nuclear parameters by applying the nuclear group constant adjustment method. Analysis results of BFS mockup and other fast reactor core experiments were reflected in the evaluation.