JENDL3.2に基づく高速炉遮へい計算用ランプ化EP断面積の作成

• Material Type: 文書・図像類
• Title: JENDL3.2に基づく高速炉遮へい計算用ランプ化EP断面積の作成
• Author/Editor: 田渕 士郎; 吉田 昌宏; 青山 卓史
• Author Heading: 田渕 士郎; 吉田 昌宏; 青山 卓史
• Publication Date: 2001-01
• Publication Date (W3CDTF): 2001-01
• Alternative Title: Lumped group constants of FP nuclides for fast reactor shielding calculation Based on JENDL-3.2
• Periodical title: JNC TN9400 2001-033
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 従来のJASPER(日米共同高速炉遮へい実験)等の遮へい実験解析においてはFPの蓄積を考慮する必要がなかった。しかし、ある程度燃焼が進んだ炉心の遮へい解析では、FPの蓄積を考慮する必要があるが、既存の遮へい用断面積セットにはFPの断面積が作成されていないため、FPの効果を考慮することができなかった。そこで今回、これを作成し、FPが遮へい計算に与える影響を評価した。ORIGEN2による高速炉用MOX燃料の燃焼計算では約880核種のFPを取扱っているが、このうち、評価済核データライブラリJENDL-3.2には165のFP核種に関するデータが収録されている。これ以外のFP核種による中性子吸収への寄与は十分に小さいので、これら165核種からランプ化FP断面積を作成することとした。まず、JENDL-3.2をNJOY-94で処理して無限希釈断面積を作成した。エネルギー群は従来の遮へい計算用の断面積セットJSD-J2と同じ100群構造とし、高次非等方散乱はP3近似とした。次に、燃焼度10、40、63、90GWd/tについてORIGEN2で計算した235U、238U、239Pu及び241Puからの各FP核種の生成量を重みとして、ランプ化FP断面積を作成した。作成したランプ化FP断面積には燃焼度依存性はみられず、断面積カーブは核計算用の炉定数JFS-3-J3.2のランプ化FP断面積とよく一致した。FPが遮へい計算に与える影響を評価するために、作成したランプ化FP断面積をJSD-J2に追加し、「常陽」を対象としてDORTにより2次元RZ及びXY-R$\theta$体系で輸送計算を行った。その結果、炉内燃料貯蔵ラックに置かれた使用済燃料でFP考慮の有無による中性子束及び共鳴反応系の反応率の差は約7\%、それ以外の炉心領域及び炉心外の領域の中性子束、$\gamma$線束、反応率及び$\gamma$線発熱率の差は約2\%であった。これより、従来のFPを考慮していない場合では、中性子束は最大約2\%過大評価であるものの、計算結果は概ね妥当であることがわかった。; Fission Products (FPs) were not considered in conventional fast reactor shielding analyses that were predominantly developed in clean core experiments like the JASPER program. However, in power reactors with high burn-up, the accumulation of FP affects the neutron balance so it cannot be neglected in the neutron flux calculation. In this study, the lumped group constants of FP nuclides were computed based on the JENDL-3.2 nuclear data library and these were compiled to the JSD-J2 set. Using the constants, the effect of the FP nuclides on shielding calculation was evaluated in the JOYO experimental fast reactor. Generation and depletion for nearly 880 FP nuclides can be computed with the ORIGEN2 burn-up calculation. The calculation uses the specification and material contents of the JOYO Mk-II driver as an example of fast reactor MOX fuel. About 99.8\% of the total FP neutron absorption comes from 165 major nuclides. The cross section data for these nuclides are stored in the JENDL-3.2 library. The contributions of other FP nuclides were found to be negligible so the calculation used only these 165 FP nuclides. The lumped group constants for the FP nuclides were generated as follows. The 100 group infinite dilution cross section of each individua1 FP nuclide was computed with the NJOY-94 code. The energy group structure is the same as the JSD-J2 set and the scattering anisotropy is considered up to P3 components of Legendre expansion. Atomic number densities of FP nuclides generated from $^{235}$U, $^{238}$U, $^{239}$Pu and $^{241}$Pu were independently computed by ORIGEN2 as a function of fuel burn-up. The lumped FP constants were then obtained by averaging the infinite dilution cross sections with the atomic number densities based on the assumption that one fission produces one lumped FP. To verify the calculated lumped FP constants, the absorption microscopic cross section data were compared with the JFS-3-J3.2 group constants used for the fast reactor ...
• Source: /JNC-TN9400-2001-033.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2001-033.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 従来のJASPER(日米共同高速炉遮へい実験)等の遮へい実験解析においてはFPの蓄積を考慮する必要がなかった。しかし、ある程度燃焼が進んだ炉心の遮へい解析では、FPの蓄積を考慮する必要があるが、既存の遮へい用断面積セットにはFPの断面積が作成されていないため、FPの効果を考慮することができなかった。...