軽水炉MOX炉心の臨界量経時変化に対する核データ起因誤差評価,2; MISTRAL試験の評価

Evaluation of prediction uncertainty due to nuclear data errors in criticality change with Pu-241 decay effect in LWR MOX fueled cores, 2; Evaluation for MISTRAL experiments

小嶋 健介; 奥村 啓介 ; 久語 輝彦 ; 岡嶋 成晃  

Kojima, Kensuke; Okumura, Keisuke; Kugo, Teruhiko; Okajima, Shigeaki

核分裂性核種であるPu-241は半減期約14年で崩壊し、結果的に中性子吸収体であるAm-241が蓄積される。このため、TCAやMISTRALのようなMOX燃料を用いた臨界実験では、臨界量が経時変化する。本研究ではMISTRAL Core2及びCore3炉心を対象として、臨界量経時変化に対する核データ起因誤差をJENDL-3.3に基づき評価した。この結果、誤差の大部分をPu-239核分裂反応が占め、Am-241捕獲反応の影響は小さいことがわかった。

Fissile nuclide Pu-241 decays in a half-life of about 14 years, and neutron absorber nuclide Am-241 is accumulated. Therefore, criticality changes with age in the mixed oxide fueled critical assemblies such as TCA and MISTRAL. The error due to nuclear data for the change was evaluated based on JENDL-3.3 and its covariance data for the MISTRAL Core2 and Core3 experiments. As a result, it was found that the Pu-239 fission reaction has large contribution to the error and the Am-241 capture reaction has small one.