軽水炉燃焼組成の核データ感度データベース

Database for nuclear data sensitivity of burnup composition in light water reactors

大泉 昭人   ; 神 智之*; 横山 賢治   ; 石川 眞; 久語 輝彦 

Oizumi, Akito; Jin, Tomoyuki*; Yokoyama, Kenji; Ishikawa, Makoto; Kugo, Teruhiko

過去の軽水炉燃料から将来想定される軽水炉燃料(PWR及びBWRにおけるUO燃料及びMOX燃料の代表的燃料ピン仕様)の燃焼後燃料組成について、一般化摂動論に基づいた燃焼感度解析を行った。この解析においては、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0と汎用炉心解析システムMARBLEを用い、主要な核種である、35個の核分裂生成物と18個の重核種の燃焼後数密度について、多群(107群)断面積、半減期及び核分裂収率に対する感度係数を算出した。算出した感度係数については、データベースとして電子ファイルをCD-ROMに格納した。本報告書では、重要な結果を包括的に示すとともに、個々の燃焼感度係数について、物理的なメカニズムを詳細に考察した。本報告書にまとめた感度係数は、核データ共分散や照射後試験データを組み合わせることによって、verification & validation等への要求に応えることが可能となる。また、核データに起因した不確かさを要因別に評価できるため、設計合理化のための方策を検討する上で、物性データの精度向上を目指した、核データ測定への提案や炉物理実験のニーズの抽出を行うために有効なデータベースとなることが期待される。

In design work for nuclear fuel cycle plants, decommissioning facilities and light water reactors (LWRs), it has been feasible to quantitatively evaluate the uncertainty of fuel burnup characteristics with identifying error sources arising from the analytical modeling or the related physical property such as nuclear data. Owing to the recent improvement of sensitivity analysis method and enhancement of computer capability, this new evaluation technology would be a promising strategy against the current demand for quality assurance, verification & validation (V&V) and accountability. The present report summarizes nuclear-data sensitivity of atomic number densities after burnup for the LWR fuels of UO and MOX in PWR and BWR. The analysis method is based on the generalized perturbation theory with JENDL-4.0 and a multi-purpose reactor analysis code MARBLE. The present study focuses on 35 fission products and 18 actinides. Sensitivities are calculated with respect to multigroup cross sections, half-lives and fission yields. Electronic files of the sensitivities are stored in a compact disk as a database. Important trends of the sensitivities are presented and their physical mechanisms are discussed. By incorporating the sensitivities with nuclear data covariance and post irradiation examination data, it would be possible to meet the demand for V&V and to break down the uncertainty due to nuclear data into dominant error sources. Thus, the sensitivities can be used to suggest the needs for nuclear data measurements and to extract those for reactor physics experiments in order to make the strategic deliberation of design rationalization.