核燃料物質の原子個数密度計算プログラムANDの改良

Improvement of the atomic number density calculation program AND for nuclear fuel materials

徳保 圭亮*; 亀山 高範*; 須山 賢也

Tokubo, Keisuke*; Kameyama, Takanori*; Suyama, Kenya

臨界計算では原子個数密度を設定しなければならない。その評価には多くのパラメータが関与するため、信頼性の高い算出には想像以上の労力を要する。原子個数密度計算プログラムANDは臨界安全評価で使用する原子個数密度算出プログラムであるが、用いている基本データが古く、U-234及びU-236のデータが算出できない課題があった。本研究では、それらの課題を解決するためANDの改良を行った。定常臨界実験装置STACY及び軽水臨界実験装置TCAの臨界実験データを、改良したANDで算出した原子個数密度を用いて連続エネルギモンテカルロ法コードMVP2.0によって解析し、ANDの性能向上を確認した。

For conducting the criticality calculation, it is necessary to set the nuclide density data. To evaluate them with high reliability needs large effort than expected because many parameters are required. A computer program AND was developed for the evaluation of nuclide density data for the criticality safety evaluation. It has been pointed out that the AND program used old data and it could not evaluate the nuclide density data of U-234 and U-236. The revise of AND was carried out to overcome these problems. We conducted the analyses of the criticality experiments of STACY and TCA by adopting the continuous energy Monte Carlo code MVP2.0 and revised AND. And the improved performance of the revised AND was confirmed.