Nuclear data needs for fast reactors

高速炉からの核データへのニーズ

千葉 豪

Chiba, Go

本論文では、微分データと積分データを利用することにより、現在の高速炉設計で見込まれている核設計精度が妥当であることを示した。ただし、この結論は断面積共分散が適切に評価されていることが前提となる。JENDL-3.3の共分散データをロスアラモス研究所で取得された積分データに適用してみたところ、U-238の弾性散乱断面積のP1係数の不確かさが小さく評価されている可能性が示唆された。

In the present paper, we show that the neutronics parameter uncertainties expected in current design studies of fast reactors are reasonable when both differential and integral data are taken into consideration. This conclusion is based on an assumption that cross section covariance is properly evaluated. We attempt to verify the cross section covariance of JENDL-3.3 with the integral data, which were obtained at critical assemblies at Los Alamos National Laboratory. As a result, we suggest that uncertainty of P1 coefficient of elastic scattering cross sections of U-238 seems to be underestimated.