Validation of neutronics calculation codes for VHTR nuclear design using HTTR experimental data

HTTRの試験データを用いた核計算コードのVHTRの核設計に対する適応性の検証

後藤 実  ; 中川 繁昭  ; 高松 邦吉  ; 武田 哲明

Goto, Minoru; Nakagawa, Shigeaki; Takamatsu, Kuniyoshi; Takeda, Tetsuaki

VHTRの核設計に対する核計算コードの適応性を検証するために、HTTRの炉心特性の解析を行った。また、核データライブラリの違いがHTTRの炉心計算に及ぼす影響について検討した。MVPコードによる室温条件でのHTTRの過剰反応度の計算結果は試験結果に対して0.4%k/k以内の差異で一致したのに対し、SRACによる計算結果は、試験結果を1.5%k/k過大評価した。MVPによるHTTRの炉心計算結果と試験結果との比較から、JENDL-3.3, ENDF/B-VI.8、及びJEFF-3.1を用いたHTTRの過剰反応度の計算結果と試験結果の差異は、それぞれ、0.4%k/k, 0.7%k/k、及び0.7%k/kとなった。

In order to validate applicability of neutronics calculation codes for a nuclear design of the VHTR, analysis of the core characteristics were performed for the HTTR. Additionally, effects of difference of nuclear data libraries on the core calculations for the HTTR were studied for JENDL (Japan), ENDF/B (U.S.A.) and JEFF (Europe). The calculation result of the HTTR excess reactivity at room temperature condition by the MVP was in good agreement with the experimental data within 0.4%k/k and that by the SRAC, meanwhile, overestimated the experimental data about 1.5%k/k. In consequence of the comparison between the HTTR core calculation results performed by the MVP and the experimental data, JENDL-3.3, ENDF/B-VI.8 and JEFF-3.1 yielded the excess reactivity agreement with the experiments within 0.4%k/k, 0.7%k/k and 0.7%k/k, respectively.