Verification of the multi-group generation capability of FRENDY nuclear data processing code for recent nuclear data through comparison of one-group reaction rates

最近の評価済み核データライブラリの一群反応率の比較を用いた核データ処理コードFRENDYの多群断面積ライブラリ生成機能の検証

山本 章夫*; 多田 健一   ; 千葉 豪*; 遠藤 知弘*

Yamamoto, Akio*; Tada, Kenichi; Chiba, Go*; Endo, Tomohiro*

FRENDYの多群断面積作成機能FRENDY/MGの検証を効率的に行うため、FRENDY/MGとNJOY2016で生成された多群断面積を用いた一群の反応率を比較した。軽水炉,高速炉及び1/Eの三つの中性子スペクトルを一群の反応率の計算に用いた。ほとんどの核種において、一群の反応率は十分に小さいことが分かり、FRENDY/MGの妥当性が示された。FRENDY/MGはFRENDYの一部として近い内に公開する予定である。

Verification calculations for the capability of multi-group cross section generation in FRENDY (FRENDY/MG) are carried out through the comparison of one-group reaction rates using the multi-group cross sections obtained by FRENDY/MG and NJOY2016. Three different neutron spectra (LWR, FR, and 1/E) are used to calculate one-group reaction rates. The discrepancies of one-group reaction rates are small for most cases, showing the validity of FRENDY/MG. The FRENDY/MG will be released as the part of FRENDY nuclear data processing system in the near future.