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Analysis of VENUS-2 MOX core measurements with a Monte Carlo code MVP

モンテカルロコードMVPを用いたVENUS-2 MOX炉心測定実験の解析

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正

Nagaya, Yasunobu; Okumura, Keisuke; Mori, Takamasa

連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いてVENUS-2 MOX炉心における測定実験解析を行った。VENUS-2炉心は十字型の炉心で、3つの炉心領域から構成されている。中央は3.3% UO$$_2$$,周辺部内側領域は4.0% UO$$_2$$,周辺外側領域にMOX燃料が装荷されている。計算体系ではこの炉心を忠実に模擬し、2億ヒストリーの計算を行った。用いた核データライブラリーはJENDL-3.2とENDF/B-VI release 5である。その結果得られたC/E値はそれぞれのライブラリーに対して1.00500,0.99793でよく実験値と一致したが、JENDL-3.2では若干過大評価することがわかった。燃料ピン出力分布では中央部の3.3% UO$$_2$$燃料領域で実験値を過小評価し、周辺外側領域のMOX燃料で過大評価する傾向が見られ、ライブラリー依存性はないことがわかった。

We have analyzed the VENUS-2 MOX core benchmark exercises by using a continuous-energy Monte Carlo code MVP with the nuclear data set JENDL-3.2 and ENDF/B-VI release 5. The VENUS-2 core is cruciform and consists of three fuel regions; the squared central region, the inner and the outer part of the peripheral region are fueled with 3.3% UO$$_2$$, 4.0% UO$$_2$$ and MOX. We have constructed 3-D quarter-symmetric calculation model as precisely as possible. All calculations were performed for 200 million histories including 1 million histories of 50 cycles for the initial guess. The C/E values of keff are 1.00500, 0.99793 for JENDL-3.2 and ENDF/B-VI, respectively. They are in good agreement with the experimental one. However, the JENDL-3.2 result overestimates slightly by about 0.5%. For the pin power distribution, the systematic overestimation can be observed in the MOX fuel region. The calculated results tend to underestimate the measured one slightly in the UO$$_2$$ fuel regions. However, the dependence on the libraries is not seen.

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