高速炉体系におけるJENDL-3.3の積分テスト

新たに公開された評価済み核データライブラリJENDL-3.3の高速炉核特性解析における性能を評価するため、積分テストを実施した。テストには核燃料サイクル開発機構が有する豊富な臨界実験データ(ZPPR,BFS,MOZART,FCA)、実機試験データ(JOYO)を利用した。プルトニウム燃料を用いた炉心体系では、JENDL-3.2から-3.3への改訂により、臨界性で最大0.3%⊿k程度、Naボイド反応度の非漏洩項で最大5%程度の解析値の改善が見られた。これよりプルトニウム燃料炉心におけるJENDLの改訂の妥当性