BWR燃料集合体に対するOECD/NEA燃焼計算ベンチマークPhase-IIIBの再解析

Re-analyses of the OECD/NEA burnup calculation benchmark Phase-IIIB for BWR fuel assembly

内田 有里子; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎 

Uchida, Yuriko; Suyama, Kenya; Kashima, Takao; Tonoike, Kotaro

福島第一原子力発電所事故で発生した破損燃料の臨界安全評価では、燃焼燃料の組成を評価する必要があり、燃焼計算コードシステムの精度評価が求められる。そのため、1990年代後半にOECD/NEAで実施されたBWR燃料に対する燃焼計算ベンチマークPhase-IIIBを用いて、最新の核データと計算コードによる解析結果の差を把握することとした。本発表では、連続エネルギモンテカルロコードMVPと一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1によるPhase-IIIBの再解析の結果を示す。

It is necessary to evaluate isotopic composition of spent fuel for the criticality safety evaluation of the fuel damaged in the Fukushima Daiichi NPS accident, which demands to evaluate uncertainty of the burnup calculation code system. Analysis with the latest nuclear data library and code was conducted on the burnup calculation benchmark "Phase-IIIB" established by OECD/NEA in late '90s to grasp difference between the new and old calculation results. This presentation shows the re-analysis result of the Phase-IIIB with the Integrated Burnup Code System SWAT3.1 which drives the continuous energy Monte Carlo code MVP and the combined point burnup calculation code ORIGEN2.