Monju core physics test analysis with various nuclear data libraries

複数の核データライブラリを用いた「もんじゅ」炉物理試験解析

毛利 哲也 ; 佐藤 若英; 植松 眞理; 羽様 平 ; 鈴木 隆之 

Mori, Tetsuya; Sato, Wakaei; Uematsu, Mari; Hazama, Taira; Suzuki, Takayuki

「もんじゅ」で使用する核特性解析システムの妥当性確認のために、前回性能試験の解析を行った。対象とした核特性は、臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数に加えて、固定吸収体反応度価値,燃料等価反応度価値,冷却材反応度価値,燃焼係数,反応率とし、JENDL-3.2,JENDL-3.3, JENDL/AC-2008,JEFF-3.1,ENDF/B-VIIの計5種類の核データライブラリを用いて実施した。解析の結果、それぞれの核データライブラリによるC/E値(解析値と測定値の比)は、測定誤差の範囲内で一致した。ただし燃焼係数については、測定誤差の範囲から若干外れ、過大評価傾向であることがわかった。以上のことから、本研究で用いた核特性解析システムは、ここで適用したような核データライブラリを用いることでおおむね実測値を再現できると結論され、その妥当性が確認された。今後は本研究で判明した測定値と解析値との差異の要因分析を行い、解析システムの精度の向上を図るとともに、得られた知見を次回の「もんじゅ」炉物理試験解析に反映する。

The previous Monju core physics test is analyzed using a JAEA's neutronics calculation system with various nuclear data libraries, JENDL-3.2, JENDL-3.3, JENDL/AC-2008, JEFF-3.1, and ENDF/B-VII. Analyzed the core characteristics are fixed absorber reactivity worth, fuel sub-assembly reactivity worth, coolant reactivity worth, burn-up coefficient, and reaction rate. It is found that the C/E (calculation over measurement) values are within experimental errors for the fixed absorber reactivity worth and the fuel sub-assembly reactivity worth. But that for the burn-up reactivity coefficient is around the experimental error and shows a tendency of overestimation. Further investigation is ongoing to improve the accuracy of the system. Obtained knowledge and experience will be reflected in the next physics test analyzes.