MONJU experimental data analysis and its feasibility evaluation to build up the standard data base for large FBR Nuclear core design

「もんじゅ」炉物理性能試験解析とFBR核設計基本データベースへの適用性評価

杉野 和輝; 岩井 武彦*

Sugino, Kazuteru; Iwai, Takehiko*

国内の高速炉用詳細解析手法を用いて「もんじゅ」炉物理性能試験解析を行った。また、炉定数調整法を用いて「もんじゅ」積分実験情報のFBR用核設計基本データベースへの適用性評価を行った。検討の結果、「もんじゅ」積分実験情報はFBR用核設計基本データベースの拡充の観点から非常に有用であることがわかった。また、拡充したデータベースを用いることにより「もんじゅ」の核特性評価精度が大幅に改善される可能性のあることがわかった。

MONJU experimental data analysis was performed by using the detailed calculation scheme for fast reactor cores in Japan. Subsequently, feasibility of MONJU integral data was evaluated by cross-section adjustment technique for the use of FBR nuclear core design. It is concluded that MONJU integral data is quite valuable for building up the standard data base for large FBR nuclear core design. In addition, it is found that the application of the updated data base has a possibility to remarkably improve the prediction accuracy of neutronic parameters for MONJU.