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TCAにおけるAm-241サンプル反応度試験,1; 試験結果及び核データ誤差に起因する計算値の誤差評価

Am-241 sample reactivity experiments in TCA, 1; Measurement results and evaluation of uncertainty in calculation caused by nuclear data uncertainty

桜井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*

Sakurai, Takeshi; Mori, Takamasa; Suzaki, Takenori*; Okajima, Shigeaki; Ando, Yoshihira*; Yamamoto, Toru*

現行の核データライブラリーにおける熱から共鳴エネルギーでのAm-241中性子捕獲反応断面積を検証するために、原子力機構の軽水臨界実験装置TCAに構築した水対燃料体積比が0.56から3と異なる6種類の炉心においてAm-241酸化物サンプル(23g)の反応度価値を測定し、解析を行った。サンプル反応度価値は、炉心中心において0.4%$$sim$$2.1%の精度で測定した。解析はJENDL-3.3核データを用いて連続エネルギーモンテカルロコードMVPにより行った。TCAを模擬した体系の中心にサンプルを挿入する場合としない場合の各々で実効増倍率を計算し、それらの差よりサンプル反応度価値を統計精度0.6%$$sim$$1.1%で得た。その結果、計算は測定値を4%$$sim$$9%過小評価する結果となった。さらに、この実験と計算の不一致の原因を調べるために、JENDL共分散ファイルをもとに、核データの誤差に起因する計算値の誤差について評価を行った。

Measurement and analysis have been made for the reactivity worth of Am-241 oxide sample(23 g) in water-moderated low-enriched UO$$_{2}$$ fuel lattices with water-to-fuel volume ratios ranging from 0.56 to 3.0 at TCA of JAEA to validate the capture cross section of Am-241 of thermal to resonance energy region in current nuclear data library. The reactivity worth of sample at the core center was measured with uncertainty of 0.4% $$sim$$ 2.1%. The analysis was made by using the continuous energy Monte Carlo transport code MVP with JENDL-3.3 nuclear data. The reactivity worth was calculated from difference of effective multiplication factors and was obtained with statistical uncertainties of 0.6% $$sim$$ 1.1%. The calculation underestimated the measurement by 4% $$sim$$ 9%. Furthermore, an evaluation was made for the uncertainty in calculation caused by nuclear data uncertainty to investigate the present discrepancy between calculation and measurement.

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