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JENDL-4.0 integral testing for fission systems

核分裂体系に対するJENDL-4.0の積分テスト

奥村 啓介; 杉野 和輝; 千葉 豪; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Okumura, Keisuke; Sugino, Kazuteru; Chiba, Go; Nagaya, Yasunobu; Yokoyama, Kenji; Kugo, Teruhiko; Ishikawa, Makoto; Okajima, Shigeaki

最新の日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0について、核分裂体系に対する積分テストを行った。本テストは幅広い積分データ(評価済み臨界安全ベンチマーク実験ハンドブックに収納されている臨界データ,プルトニウムの経年効果に関連したMOX燃料装荷臨界集合体の実験データ,さまざまな高速臨界集合体や常陽,もんじゅといった実機高速炉の臨界データ,加圧水型軽水炉である高浜3号炉及び常陽の照射後試験データ)を用いて実施した。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP-II及び最新の決定論的中性子輸送計算コードにより行った。また、JENDL-4.0に加えて、その他の評価済み核データライブラリ(JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1)についてもベンチマーク計算を行い、各ライブラリの性能の違いについて感度係数を用いて検討した。

The new version of Japanese evaluated nuclear data library, JENDL-4.0, is tested with integral data of fission systems. This data testing is carried out with a wide range of integral data including the critical benchmarks preserved in the International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, the experimental data of MOX-fueled critical assemblies relating to the plutonium aging effect, the critical data of various fast critical assemblies and the fast reactors JOYO and MONJU, and the post-irradiation examination data of the pressurized-water reactor Takahama-3 and the fast reactor JOYO. The benchmark calculations are performed with a continuous-energy Monte Carlo code MVP-II or a sophisticated deterministic neutron transport code system. Benchmark calculations with other libraries, such as JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1, are also performed, and differences in performance of these libraries are discussed with a help of sensitivity profiles to nuclear data.

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