SCALE6.2.3臨界ベンチマーク計算

Benchmark analyses of criticality calculation on SCALE 6.2.3 code system

岡本 成利; 米野 憲 ; 瀬谷 敦雅; 稲葉 秀樹*; 寺門 信一*; 樋口 真史*

Okamoto, Naritoshi; Komeno, Akira; Seya, Atsumasa; Inaba, Hideki*; Terakado, Shinichi*; Higuchi, Masashi*

核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第三開発室等のプルトニウム燃料施設の使用変更許可申請(以下「許認可」という。)において、ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX: Mixed Oxide)を取り扱うグローブボックスおよび設備・機器の臨界安全設計には、様々な臨界計算コードを使用している。最も新しいものでは、SCALE4.4コードシステムに内蔵されている3次元モンテカルロ計算コードKENO-V.aおよび27群ENDF/B-IVの中性子断面積ライブラリを用いている。SCALE4.4は1998年に米国オークリッジ国立研究所(以下「ORNL」という。)によってリリースされてから、既に27年が経過している。その間も、ORNLは機能の改良等を継続的に行っており、2024年にはSCALE6.3.2がリリースされている。新規のMOX燃料施設等を設計・建設する場合は、上記のような最新知見を踏まえた臨界計算コードにより許認可を取得することが望ましいが、そのためには信頼性が十分高いことを検証することが必要である。そこで、2018年にリリースされたSCALE6.2.3のうち、臨界計算シーケンスKENO-V.aおよびKENO-VIの2バージョンについて、252群ENDF/B-VII.1中性子断面積ライブラリ(v7-252n)を用いて、過去に実施された臨界実験体系におけるベンチマーク計算を実施し、推定臨界下限増倍率を算出した。その結果、MOX燃料施設の臨界安全設計において、信頼度が十分に高い臨界計算コードとして使用できる見通しを得た。

The Plutonium Fuel Third Development Laboratory of the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories has applied for a change of use permit (hereinafter referred to as "license") for plutonium fuel facilities. For the criticality safety design of gloveboxes and equipment/instruments handling mixed oxide (MOX), various criticality calculation codes are used. The most recent employs the 3D Monte Carlo calculation code KENO-V.a embedded in the SCALE 4.4 code system, along with the 27-group ENDF/B-IV neutron cross-section library. SCALE 4.4 was released by the Oak Ridge National Laboratory (ORNL) in the US in 1998, and has now been in use for 27 years. ORNL has continuously improved its functionality, with SCALE 6.3.2 released in 2024. When designing and constructing new MOX fuel facilities, it is desirable to obtain a license using criticality calculation codes based on the latest knowledge. However, it is necessary to verify that these codes have sufficient reliability. Therefore, in 2018, benchmark calculations were performed using the 252-group ENDF/B-VII.1 neutron cross-section library (v7-252n) for two versions of the criticality calculation sequences KENO-V.a and KENO-VI from SCALE 6.2.3, based on past criticality experimental setups. The estimated critical-limiting multiplication factor was calculated. The results indicate that these codes can be used with sufficient confidence for criticality safety design of MOX fuel facilities.