熱中性子散乱則データの違いが黒鉛炉心の核計算に及ぼす影響の予備検討

Preliminary study of the impact of changing thermal neutron scattering law data on the neutronic calculation for graphite cores

沖田 将一朗  

Okita, Shoichiro

JENDL-4.0及びENDF/B-VIIIの黒鉛の熱中性子散乱則を用いた核計算をVHTRCに対して実施し、実効増倍率について実験値との比較を行った。その結果、ENDF/B-VIIIの黒鉛の熱中性子散乱則を用いることで、JENDL-4.0に基づく従来の結果と比較して計算精度が向上した。

Neutronic calculations are performed for VHTRC core with JENDL-4.0 and the thermal neutron scattering law for graphite in ENDF/B-VIII, and the effective multiplication factor is compared with the experimental data. The calculation accuracy is improved by using the thermal neutron scattering law for graphite in ENDF/B-VIII compared with the previous results based on JENDL-4.0.