Evaluation of OECD/NEA/WPRS benchmark on medium size metallic core SRF by deterministic code system; MARBLE and Monte Carlo code: MVP

OECD/NEA/WPRSベンチマークにおける中型金属燃料炉心の決定論手法(MARBLE)及びモンテカルロ手法(MVP)による評価

植松 眞理 マリアンヌ; 久語 輝彦 ; 沼田 一幸*

Uematsu, Mari Mariannu; Kugo, Teruhiko; Numata, Kazuyuki*

OECD/NEAにおける炉心及び原子炉システム作業部会(WPRS)枠組みにおいて、ナトリウム冷却高速炉(SFR)のベンチマーク解析が実施されている。このOECD/NEA/WPRSベンチマークのうち、中型金属燃料炉心について、決定論的手法に基づく高速炉炉心計算コードシステム(MARBLE)及びモンテカルロ法コード(MVP)を用いて解析評価を実施した。最新の核データ・ライブラリーJENDL-4.0を用い、固有値(k)及び反応性(ナトリウムボイド反応度、ドップラー係数および制御棒価値)の解析を実施するとともに、決定論的手法に基づく手法(MARBLE/BURNUP)及びモンテカルロ法に基づく手法(MVP-BURN)を用いた燃焼計算を実施した。更に、中型金属燃料ベンチマーク炉心を用い、核データライブラリの違い(JENDL-4.0とJEFF-3.1及びENDF/B-VII間の違い)による固有値及びナトリウムボイド反応度の差異について感度解析を実施し、差異をもたらす主要反応を把握した。

In the frame work of the working party on reactor and system (WPRS) of the OECD/NEA, the benchmark on SFR was conducted. Within the OECD/NEA/WPRS benchmark, study on medium size metallic fuel core was performed using a code system for fast reactor core calculation with deterministic method MARBLE and with a Monte Carlo method MVP. The latest nuclear library JENDL-4.0 is used for evaluation of eigenvalues (k) and reactivity (sodium void, Doppler and control rod worth) calculations. Depletion calculations are conducted using MARBLE/BURNUP with deterministic method for flux calculation and MVP-BURN with Monte Carlo method. The analysis results and discrepancies between different analysis methods are summarized in this paper. Sensibility studies of eigenvalue and sodium void reactivity of the medium size metallic fuel benchmark core are also conducted to determine the main reactions contributing to the difference between JENDL-4.0 and other libraries JEFF-3.1 and ENDF/B-VII.