Analysis of post irradiation examination data of samples from Obrigheim PWR with re-evaluation of burnup values by neodymium-148 method using the latest nuclear data libraries

最新の核データライブラリを反映したネオジウム148法で再評価した燃焼度を用いたオブリハイムPWRの照射後試験サンプルデータの解析

杉野 弘幸; 須山 賢也; 奥野 浩  

Sugino, Hiroyuki; Suyama, Kenya; Okuno, Hiroshi

使用済燃料の同位体組成を良い精度で計算することは、燃料サイクル施設の臨界安全を評価するために重要である。燃焼計算のためには、燃焼度はPIEサンプルの照射線量を定義するために用いられている。燃焼計算コードと核データライブラリが継続して見直されてきているため、最新の核データライブラリを用いて燃焼度を再計算することは、燃焼解析の品質を確認するうえで重要である。この考え方に基づき、影響の程度を理解するためにオブリハイムのPIEデータの燃焼度を再検討した。この検討の結果、最新の核データ(JENDL-3.3他)を用いて燃焼度を見直すことにより、Nd生成量の実験結果と解析結果との差が1%から0.7%に軽減された。加えて、中性子倍増率の変化はおおむね0.5%を下回った。

Accurate calculation the isotopic composition of spent nuclear fuels (SNF) is important to evaluate the criticality safety of fuel cycle facilities. In the burnup calculation, the burnup value is traditionally used to obtain the exposure value of PIE samples. Because calculation codes and data libraries have been revised progressively, re-evaluation of the burnup values using the latest nuclear data library and calculation method is important to confirm quality of burnup analysis. Based on this idea, the burnup value of Obrigheim PIE data was re-examined to understand the level of the influence. This study shows that the maximum difference of Nd calculation from experimental results is reduced from 1.0 % to 0.7 % by re-evaluation of the burnup value using latest nuclear data, and the deviation of neutron multiplication factor is approximately 0.5 %.