JENDL-3.3, JEFF-3.1 and ENDF/B-VII.0 results for the doppler-defect benchmark suite

ドップラー反応度ベンチマーク問題に対するJENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII.0の結果の比較

Mosteller, R. D.*; 長家 康展  

Mosteller, R. D.*; Nagaya, Yasunobu

最近、UOとMOX燃料棒に対するドップラー反応度ベンチマーク問題が提案され、ANSの共同ベンチマーク委員会で承認された。ベンチマーク問題はピンセル体系の計算ベンチマークで、無限増倍率よりドップラー反応度を評価する。UO燃料棒については、0.07wt%から5wt%濃縮までの問題が設定され、MOX燃料棒については原子炉リサイクルMOX燃料と兵器級MOX燃料の2種類の組成に対して、それぞれPu富化度が8wt%と6wt%までの問題が設定されている。本研究では、最新の評価済み核データ(JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII.0)と連続エネルギーモンテカルロコードMCNP及びMVPを用いてドップラー反応度ベンチマーク問題を計算し、これらの結果を比較した。MOX燃料棒についてはライブラリ間、コード間の違いはほとんど見られなかった。一方、UO燃料棒については低濃縮の領域でMCNPとMVPの結果に約10%の違いが見られた。これは各コードで用いられる温度依存断面積データを作成する手法に原因があると考えられる。今後、この原因について詳しく調べていく必要がある。

A suite of computational benchmarks for the Doppler reactivity defect has been recently approved by the Joint Benchmark Committee of the American Nuclear Society. The suite contains subsets of cases with weapons-grade MOX fuel, reactor-recycle MOX fuel, and UO fuel. The UO fuel contains enrichments up 5 wt.%, while the reactor-recycle and weapons-grade MOX fuel contain PuO at levels up to 8 wt.% and 6 wt.%, respectively. In this work, Monte Carlo calculations were performed with three major nuclear data libraries, JENDL-3.3 JEFF-3.1 and ENDF/B-VII.0. For the MOX problems, no differences were observed among Monte Carlo codes and nuclear data libraries, whereas the differences of about 10 % were observed between MCNP and MVP results at the lower enrichments for the UO problems. It is considered that the differences are not caused by the difference of the libraries but the instead by the scheme employed to generate the Monte Carlo cross section data at higher temperatures.