Comparison of neutronic characteristics of BWR burnup fuel between JENDL-4.0 and JENDL-5

JENDL-4.0とJENDL-5のBWR燃焼燃料核特性の比較

渡邉 友章  ; 多田 健一   ; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Watanabe, Tomoaki; Tada, Kenichi; Endo, Tomohiro*; Yamamoto, Akio*

2021年に公開された最新の日本の評価済み核データライブラリであるJENDL-5では、U-235を始めとした重核種や可燃性毒物として燃料に含まれるGd-155及びGd-157の断面積が修正されている。また、燃焼燃料の特性把握に必要不可欠な核分裂収率や崩壊データが全面的に見直されている。本研究では、JENDL-5の妥当性確認の一環として、これらJENDL-5において修正された核データが燃焼燃料の核特性に与える影響を調査した。BWRの99型STEP-3燃料に基づくOECD/NEA燃焼ベンチマークPhase III-CをJENDL-4.0とJENDL-5を用いて解析を行い、両者のkを比較した。その結果、JENDL-5は燃焼を通じてkを小さく評価し、12GWd/tのkのピークあたりで約600pcmの大きな差異が生じること、また20GWd/t以降は燃焼度の増加につれて差異が拡大し、50GWd/tで約600pcmに達することが分かった。また本研究では、核種毎にJENDL-4.0からJENDL-5に核データを入れ替えて計算を行うことで、kの差異にどの核種の核データが寄与しているかを調査した。

The latest Japanese nuclear data library, JENDL-5, was released in December 2021. In JENDL-5, nuclear reaction cross sections for Gd-155 and Gd-157 were modified in addition to many heavy nuclides such as U-235. Fission yields and decay data, which are essential to characterize burnup fuels, were completely revised. This study investigated the effects of the nuclear data revisions from JENDL-4.0 to JENDL-5 on the neutronic characteristics of burnup fuels to validate JENDL-5. Burnup calculations of the 9x9 STEP-3 BWR fuel assembly based on the OECD/NEA Phase III-C benchmark were performed using JENDL-4.0 and JENDL-5. As a result, the k for JENDL-5 was smaller than that of JENDL-4.0 throughout the burnup, with a large difference of about 600 pcm at 12 GWd/t, around the peak of the k. Above 20 GWd/t, the difference in k increases with increasing burnup value, reaching nearly 600 pcm at 50 GWd/t. In addition, this study investigates which nuclear data contribute significantly to the difference in k by performing burnup calculations with replacing nuclear data of individual nuclides from JENDL-4.0 to JENDL-5.