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FCA軽水炉模擬体系における$$^{238}$$Uドップラー効果の予測精度評価; JENDL-3.3ライブラリー及びSRACシステムによる解析(共同研究)

Evaluation of prediction accuracy for $$^{238}$$U Doppler effect measured in FCA LWR simulating cores; Analysis with JENDL-3.3 library and SRAC system (Joint research)

川崎 憲二*; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 中野 誠*; 松本 英樹*

Kawasaki, Kenji*; Ando, Masaki; Okajima, Shigeaki; Fukushima, Masahiro; Nakano, Makoto*; Matsumoto, Hideki*

軽水減速ウラン燃料模擬体系FCA-XXI-1D2炉心及びMOX燃料模擬体系FCA-XXII-1シリーズ炉心で測定された$$^{238}$$Uドップラー効果に対する最新の核データJENDL-3.3及び熱中性子炉解析コードシステムSRACを用いた解析手法の予測精度を評価するため実験解析を実施した。解析の結果、拡散計算と実験値との差は800$$^{circ}$$Cにおいて-4%$$sim$$+11%となり、全般的に過大評価となったが、軽水炉に近い比較的軟らかいスペクトルを持つ炉心においては、おおむね実験誤差の範囲内で実験値と一致した。

Analysis was performed to evaluate prediction accuracy of a neutronics code system for thermal reactor; the SRAC system with the use of the latest nuclear data library JENDL-3.3 for the $$^{238}$$U Doppler effect measured in the uranium fueled (FCA-XXI-1D2) and MOX fueled (XXII-1 series) cores. The results of the analysis with the diffusion theory showed overestimation by up to +11%. In relatively soft neutron spectra, however, the calculated values agreed with the experimental ones within the experimental errors.

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