Monju core physics test analysis with JAEA's calculation system

JAEA計算システムによる「もんじゅ」炉物理試験解析

高野 和也 ; 杉野 和輝; 毛利 哲也 ; 岸本 安史*; 宇佐美 晋 

Takano, Kazuya; Sugino, Kazuteru; Mori, Tetsuya; Kishimoto, Yasufumi*; Usami, Shin

本検討では、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を検証することを目的とし、複数の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII)と、JAEAの標準解析手法に基づき、「もんじゅ」の炉物理試験解析(臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数)を実施した。また、感度解析を実施し、核データライブラリの違いによる影響を詳細に分析した。その結果、いずれの核特性においても、JENDL-3.3による解析結果は実験値と良い一致を示し、その他の核データライブラリと同等以上の精度を有していることが確認された。これより、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を確認することができた。感度解析の結果からは、「もんじゅ」は実機炉心の特性を活かして、高次Puの断面積や自己しゃへい効果の温度依存性の検証に非常に有効であることがわかった。

Monju core physics test analysis was performed using JAEA's neutronics calculation system with various nuclear data libraries (JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII) for the purpose to validate the JAEA's neutronics calculation system, which utilizes JENDL-3.3. Subsequent sensitivity analysis was carried out to clarify the cause of differences in calculation results among nuclear data libraries. It is found that the calculation results obtained by JENDL-3.3 and JAEA's neutronics analysis system showed good agreement with the measured values and its accuracy is identical or better than JEFF-3.1, ENDF/B-VII in most core characteristics. Thus, the validity of JAEA's neutronics analysis system with JENDL-3.3 was confirmed. From the sensitivity analysis, it was identified that Monju can be quite valuable for the verification of the cross sections of such high-order Pu isotopes as Pu and Pu and also for the validity of temperature dependency of the self-shielding using its property as a power reactor.