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渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R. M.*; Hykes, J.*; Wemple, C. A.*
Nuclear Science and Engineering, 10 Pages, 2024/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.08(Nuclear Science & Technology)先進的格子計算コードCASMO5用の新しい核データライブラリをJENDL-5に基づいて作成した。JENDL-5では、従来の軽水炉解析に不可欠な多くの核種の核データが最新の評価に基づいて更新されている。新しいJENDL-5ベースのCASMO5ライブラリは、現行のCASMO5用ENDF/B-VII.1ベースのライブラリの核データを可能な限りJENDL-5に置き換えることにより作成された。本研究では、この新しいライブラリの検証と妥当性の確認を行った。OECD/NEA燃焼度クレジット臨界安全ベンチマークフェーズIII-Cに基づき検証を行い、計算されたk及びBWR燃料集合体の燃料組成を報告されているベンチマーク結果と比較した。また、同じベンチマークモデルを用いてMCNP6.2の結果との比較も行った。さらに、TCA臨界実験と高浜3号照射後試験を検証に用いた。その結果、新しいライブラリは、軽水炉システムの反応度及び燃料組成の予測において、ENDF/B-VII.1ベースのライブラリと同等かつ良好な性能を示した。
渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R.*; Hykes, J.*
no journal, ,
JENDL-5に基づくCASMO5用核データライブラリを作成し、TCA臨界実験及び高浜3号機PIEの解析を通じて現行のENDF/B-VII.1ライブラリとの比較を行い、その妥当性を確認した。ライブラリ作成では、断面積に加え崩壊データや核分裂収率など、ENDF/BVII.1に基づくデータが可能な限りJENDL-5のデータで置き換えられた。TCA臨界実験解析の結果、全ての実験ケースでJENDL-5ライブラリの方がENDF/B-VII.1ライブラリよりわずかに実効増倍率を大きく評価する傾向が見られ、この傾向はMVP3.0を用いた同様の解析でも確認された。PIE解析では、ENDF/B-VII.1ライブラリとほぼ同等の解析結果が得られ、またCsなど一部の核種ではC/E値の改善が見られた。