JENDL-5の検証,2; 軽水炉体系の燃焼解析結果比較

JENDL-5 validation, 2; Comparison of the burn-up calculation for LWR

多田 健一   

Tada, Kenichi

JEDNL-5の検証のため、軽水炉体系において燃焼計算を行い、JENDL-5と既存の核データライブラリの比較を行った。その結果、Pu-239やGd-155, Gd-157の変更の影響で、臨界実験解析では見られなかった差異が燃焼計算でみられることが分かった。本発表では、軽水炉体系における燃焼計算結果の核データライブラリ間の比較と、差異の要因について説明する。

The burn-up calculations using JENDL-5 for LWR are carried out and the calculation results are compared to the other nuclear data libraries. The calculation results indicate that the differences of Pu-239, Gd-155, and Gd-157 affect the burn-up calculations. This presentation explains the differences in the burn-up calculations and the cause of the differences.