次世代高速炉の炉心核設計手法,2; JENDL-4.0による核設計精度評価

Core neutronics design method for next generation FBRs, 2; Evaluation of prediction accuracy of neutronics design based on JENDL-4.0

杉野 和輝; 中里 道*; 森脇 裕之*

Sugino, Kazuteru; Nakazato, Wataru*; Moriwaki, Hiroyuki*

次世代高速炉の炉心核設計ではJENDL-4.0を採用することを予定している。核設計の精度や信頼性の向上のためには、これまでに蓄積された臨界実験や実機性能試験で得られた積分情報の反映が不可欠である。そして、具体的な反映方法の選択は、さまざまな観点からの利害得失の比較から慎重に行う必要がある。本報では、JENDL-4.0に基づく炉定数を基本とし、種々の核設計手法と誤差評価法を組合せた場合の核設計予測精度の比較結果に基づき、実験解析データと断面積共分散データとのおおむねの整合性について示す。

JENDL-4.0 is planned to be applied to the core neutronics design for next generation FBRs. In order to improve the accuracy and reliability of the neutronics core design, reflection of the accumulated integral data is essential, which are obtained in critical facility experiments and power reactor tests. Additionally, the specific method of reflection should be prudently selected based on the comparison in advantages and disadvantages from the various points of view. The present study shows the general consistency between the calculation data of experiments/tests and the covariance data of cross-sections by comparing the prediction accuracies of neutronics core design using the combinations of several core design methods and uncertainty evaluation methods based on the constant set with JENDL-4.0.