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量評価WGの議事録（案）をお送りします。
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日時
場所
日本原子力研究所本部第 3 会議室
17 名（順不同，敬称略）
松村（電中研），笹原（電中研；オブザーバー）， 黒澤（原研），
北野（三井造船；オブザーバー），鈴木（原研），須山（原研），
配布資料
9-3-3 ORIGEN2.1-jndc 添付 README.j ファイル
議事内容
１ 議事録確認
9-3-1によって議事録確認が行われ，承認された。
2月6日現在，
PWR-UO2用 （17×17燃料集合体 初期U235 濃縮度 3.4, 4.1, 4.7 % )
BWR-UO2用 （ STEP-1,2,3 燃料集合体 ボイド率 0, 40, 70% )
BWR-MOX用 （ STEP-2 燃料集合体 ボイド率 40% )
MOX 用ライブラリはあくまでもテストケースであることが付け加えられ
た。これに関して，BWR-UO2 燃料用ライブラリの適用最高燃焼度が低い
のではとのコメントがあり，STEP-1 ，2，3 それぞれ， 40, 50, 60
GWd/t にすることが確認された。同様に，PWR-UO2 燃料 の 4.7 % 燃料
用ライブラリの適用最高燃焼度を 60 GWd/t とすることも確認された。
燃焼度とちがっているとの指摘があったが，その値は，燃焼度依存断面
9-3-4 により，高速炉用ライブラリの進捗状況が報告された。JFS3-J32 を
場合に，これまでは「元素」としてしかデータが与えられていないものに関
しては，最も存在比が多い同位体のデータを置き換えていたが，前回の WG
における合意に基づいて，置き換えを行わず ORIGEN2 が内蔵している値を
使用することとしたことが報告された。また， Variable Actinide Cross
であり，すでに電中研の報告書として結果が公開されているものである。
して，新ライブラリ（PWR41J32) では，Pu238, Pu239,Pu240 で過大評価の
いることが示された。 また，Am242m では顕著な改善が見られること，
Eu154, Eu155, Gd154, Gd155 で顕著な改善が見られることも報告された。
なっていること，実際のサンプルは軸方向の位置が違っており（冷却材密
とのコメントがあった。
c) 燃料のスペックをまとめた表と，モデル化に使用したパラメータは
別に示す
ことが確認された。
の検討（井筒）
定方法に関する検討が示された。これは，前回の WG において，集合体中
の全ピンの Dancoff 係数の平均を用いるよりも，Dancoff 係数として、
減速材領域に実体系の水密度を配置した無限単位セル体系での値を用いる
手法によって、集合体モデルとの差が解消可能であることが示されたこと
をうけた検討であって，STEP-1,3 燃料に対して同様の検討を行ったもの
である。この検討の結果， STEP-1,3 燃料でも新しい手法の方が集合体計
算との計算値の差が小さくなる事が示された。
------------+---------------+-------------
------------+---------------+-------------
4 | 0 | 標準
4 | 40 | 低
4 | 40 | 標準
4 | 40 | 高
4 | 70 | 標準
--------+---------------+----------
8 | 40 | 標準
--------+---------------+----------
13 | 40 | 標準
------------+---------------+-------------
材に関しては，U-235の含有率を 0.2 % とすることは確認をした上で決
めること。 尚，PWR に関しては，今後の WG で MO Xのスペックを提出
することとなった。
７ 今後の活動に関して（内藤）
収集といった活動等もあるとの話があった。動燃からは，動燃が行っている
るのではないかとの提案があった（また，このWGでは評価までは求められて
い ないとの確認があった）。
その後，各人の意見を出し合い，その中で
e) ORIGEN2 ライブラリの誤差要因とスペクトル評価
h) ブランチングレシオの評価
k) あくまでも，核データへのフィードバックを考えるべきである
という意見が提案された。とくに，ORIGEN2 ライブラリに関しては，
メーカー系の委員（オブザーバー）から多く意見が出された。
結局，
c) 実験データ収集
を中心に行うこととなり，これらの結果を核データ評価に役立てることが確認
以上
--
/* 須山賢也(SUYAMA Ken-ya) | 日本原子力研究所 */
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