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論文

HPRL; International cooperation to identify and monitor priority nuclear data needs for nuclear applications

Dupont, E.*; Bossant, M.*; Capote, R.*; Carlson, A. D.*; Danon, Y.*; Fleming, M.*; Ge, Z.*; 原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; et al.

EPJ Web of Conferences, 239, p.15005_1 - 15005_4, 2020/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:99.69(Nuclear Science & Technology)

The OECD-NEA High Priority Request List (HPRL) is a point of reference to guide and stimulate the improvement of nuclear data for nuclear energy and other nuclear applications. The HPRL is application-driven and the requests are submitted by nuclear data users or representatives of the user's communities. A panel of international experts reviews and monitors the requests in the framework of an Expert Group mandated by the NEA Nuclear Science Committee Working Party on International Nuclear Data Evaluation Cooperation (WPEC). After approval, individual requests are divided in two priority categories only, whereas a third category now includes groups of generic requests in a well-defined area (e.g., dosimetry, standard). The HPRL is hosted by the NEA in the form of a relational database publicly available on the web. This contribution provides an overview of HPRL entries, status and outlook. Examples of requests successfully completed will be given and new requests will be described with emphasis on updated nuclear data needs in the fields of nuclear energy, neutron standards, dosimetry, and medical applications.

論文

Evaluation of large 3600 MWth sodium-cooled fast reactor OECD neutronic benchmarks

Buiron, L.*; Rimpault, G*; Fontaine, B.*; Kim, T. K.*; Stauff, N. E.*; Taiwo, T. A.*; 山路 哲史*; Gulliford, J.*; Fridmann, E.*; Pataki, I.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

OECDの国際協力活動で実施中の大型ナトリウム冷却高速炉の核特性ベンチマークについて、複数の研究機関の参加者の評価結果を取りまとめた。反応度、同位体組成燃焼変化、反応度フィードバック、反応率分布について、異なる計算手法により評価された。参加者間の計算スキームの違いにかかわらず、燃焼組成、遅発中性子割合、ドップラー反応度係数、ナトリウムボイド反応度については、参加者間でよい一致を見た。しかしながら、臨界性に対しては、大きな差異が見られた。これは、計算手法の違いによるものではなく、使用した核データライブラリの違いによるものである。

報告書

JNC-CEA GCFR core neutronic benchmark

杉野 和輝; Rimpault, G*; 林 秀行

JNC TN9400 2004-075, 59 Pages, 2005/02

JNC-TN9400-2004-075.pdf:0.68MB

JNC-CEA先進的技術協力の一環である「革新的な炉心およびプラント設計(NWP-2)」において、ガス冷却高速炉設計への炉心特性解析システムの適合性を評価するために、ガス冷却高速炉核特性ベンチマークの実施が合意された。ベンチマークは以下の異なる2種類の炉心に対して行なった。・典型的な炭酸ガス冷却ピン型燃料炉心・革新的なヘリウムガス冷却被覆粒子型燃料炉心 ベンチマークの結果、JNCとCEAの計算結果は良い一致を示し、双方の計算結果の差異による概念設計への影響は非常に小さいことが分かった。このように、本ベンチマークを通じて、JNCとCEA双方のガス冷却高速炉の概念設計技術の信頼性向上を図ることができた。また、本ベンチマークよりガス冷却高速炉の炉心解析における課題を抽出した。それらの課題の検討は、ガス冷却高速炉炉心の設計精度向上に非常に有用である。

論文

Calculational Analysis of the Critical Assembly BFS-58-1-11 Simulating a Fast Reactor Core with Uranium-free Fuel

Hunter; Tikhom, A. V.*; Semen, M. Yu.*; Rimpault, G.*

Proceedings of International Congress ENS '98 and World Exhibition, , 

ISTC協力の枠組みで,ロシアの臨界実験装置BFS-2を用いて,ウラン無し高速炉炉心の臨界実験BFS-IIが実施された。本論文は,このウラン無し炉心の解析を,ロシアIPPE・動燃・フランスCEAが各々実施した結果を,比較検討して評価したものである。3つの機関は,異なった核データライブラリと解析コードシステムを用いたが,全体的な傾向として,3者の解析結果に大きな違いは見られなかった。また,ウラン無し炉心の解析精度は,従来型のMOX炉心とさほど違わないことも判明したが,Naボイド反応度については,一部大きなC/E値のいずれが見られ,今後の検討を要する。

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