Referans örgülerin ENDF/ B-VI, JEF-2.2 ve TENDL-3 verileri ile analizi

Abstract

Öıet ENDF/B-VUEF-2.2 ve JENDL-3 hesaplanmış nükleer veri kütüklerinin çok grup- lu nükleer veri kütükleri formuna işlemek amacı ile NJOY nükleer veri işleme sistemi kullanıldı. Kullanılan veri kütüklerinin tarifi yapıldı ve verilerin işlenmesinde kullanılan varsayımlar sunuldu. Nükleer veri kütükleri arasındaki benzerlikler ve farklılıklar GROUPIE programı kullanılarak dört grup etkin tesir kesiti hesaplamak sureti île in celendi. Ayrıca INTER programı kullanılarak resonans integralleri hesaplandı ve kar şılaştırıldı. JEF ve ENDF/B-VI deki U238 verilerinin aynı olduğu gösterildi. Aynı şekilde JENDL ve ENDF/B-VI deki U235 verilerinin de benzer olduğu gösterildi. NJOY tarafından oluşturulan çok gruplu nükleer veri kütüğünün WIMS-D4 pro gramı ile uyumlu hale getirilmesi amacı İle çeşitli programlar yazıldı ve işletildi, Oluş turulan çok gruplu veri kütüklerinin performans ve uygunluğunu test etmek için metal yakıtlı TRX örgüleri, uranium-oksit yakıtlı BAPL örgüleri ve Th232-U233 yakıtlı BNL örgüleri kullanıldı. ENDF/B-VI verisi kullanılarak üretilen yeni Hidrojen termal saçılım matrisinin kefî i 0.5 % arttırdığı gösterildi. Buna karşın ENDF/B-VI U238 İn keff i 2.5 % azalttığı hes aplandı. Her ne kadar orijinal WIMS veri tabanı örgülerin efektif çarpım katsayısını hesaplama oldukça iyi sonuç versede yeni verilerin TRX ve BAPL örgüleri için U238 epitermal den termal'e yutma katsayısını iyileştirdiği gösterildi. Fisyon spektrumunun etkisi BNL örgüleri için incelendi ve U235 fisyon spek- trumu yerine U233 spektrumunun kullanılmasının deneysel değer İle daha uyumlu bir keff hesapladığı gösterildi. Oluşturulan çok gruplu nükleer veri tabanları ile hesaplanan deneysel refe rans değerlerin genelde kabul edilebilir olduğu ve deneysel hata oranı sının içinde kaldığı gösterildi. Özellikle tepkime oranına bağlı referans parametrelerinin deneysel verile ile uyumunun önemli ölçüde iyileştiği gösterildi.

Abstract The NJOY Nuclear Data Processing System has been used to process the ENDF/B-Vİ, JEF-2.2 and JENDL-3 Nuclear Cross Section Data Bases into multigroup form. A brief description of the data bases Is given and the assumptions made in processing the data from evaluated nuclear data file format to multigroup format are presented. The differences and similarities of the Evaluated Nuclear Data Files have been investigated by producing four group cross sections by using the GROU PIE code and calculating thermal, fission spectrum averaged and 2200 m/s cross sections and resonance Integrals using the INTER code. It has been shown that the evaluated data for U238 in JEF and ENDF/B-VI are principally fhe same while in case of U23S the same is true for JENDL and ENDF/B-VI. The evaluations for U233 and Th232 are different for all three ENDF files. Several utility codes have been written to convert the multigroup library into a WIMS-D4 compatible binary library. The performance and suitability of the gener ated libraries have been tested with the use of metal fueled TRX lattices, uranium- oxide fueled BAPL lattices and Th232-U233 fueled BNL lattices. The use of a new ther mal scattering matrix for Hydrogen from ENDF/B-V! increased kaff for 0.5 % while the use of ENDF/B-VI U238 decreased It for 2.5 %. Although the original W1MS library per formed well for the effective multiplication factor of the lattices there is an improve ment for the eplthermal to thermal capture rate of U238 while using new data in the TRX and BAPL lattices. The effect of the fission spectrum Is investigated for the BNL lattices and It is shown that using U233 fission spectrum instead of the original U235 spectrum gives a kefî which agrees better with the experimental value. The results obtained by using new multigroup data are generally accept able and in the experimental error range. They especially improve the prediction of the reaction rate dependent benchmark parameters.