SWAT4によるJENDL-5断面積データを用いた照射後試験解析

Analysis of post-irradiation examination by SWAT4 with the JENDL-5 cross-section data

渡邉 友章  ; 菊地 丈夫 ; 糟谷 優太*; 野村 拓朗*; 須山 賢也

Watanabe, Tomoaki; Kikuchi, Takeo; Kasuya, Yuta*; Nomura, Takuro*; Suyama, Kenya

原子力機構では使用済燃料の核種組成等の評価のための燃焼計算コードシステムSWAT4を開発・整備している。これまでSWAT4の妥当性確認等のため、JENDL-4.0断面積データを用いて様々な照射後試験(PIE)解析が実施されてきた。本研究では、新たに公開されたJENDL-5断面積データを用いて過去に実施されたPIE解析を実施し、JENDL-5に変更したことによる解析結果の変化や、対象とするPIEデータの炉系や燃料タイプによる結果の差異を確認した。解析の結果、JENDL-5による核種組成のC/E値は炉系や燃料タイプによる大きな傾向の違いは見られず、どの炉系・燃料タイプの結果も概ねJENDL-5とJENDL-4.0で同程度の解析精度となることが分かった。また、JENDL-4.0からJENDL-5への断面積の更新によるC/E値への影響として、Pu-238、Am-241及びCs-133の捕獲断面積等の更新によりPu-238やAm-241、Cs-134等のC/E値に有意な変化が見られたが、炉系や燃料タイプによる大きな傾向の違いはなかった。また、測定値との差異の改善の有無についてはPIEサンプルに大きく依存する結果となった。

JAEA has developed and maintained a burnup calculation code system SWAT4 to evaluate the nuclide composition of spent fuel. Due to the validations, various post-irradiation examinations (PIE) analyses have been performed using the JENDL-4.0 cross-section data. In this study, we performed the previous PIE analyses using the newly released JENDL-5 cross section data to confirm the changes in the analysis results due to the change to JENDL-5 and the differences in the results due to the reactor system and fuel type of the targeted PIE data. As a result of the analysis, it was found that the C/E values of nuclide composition by JENDL-5 did not show any significant difference in trend by reactor system or fuel type, and the results of JENDL-5 and JENDL-4.0 were similar in accuracy for all reactor systems and fuel types. As for the effect of the updated cross sections from JENDL-4.0 to JENDL-5 on C/E values, significant changes in C/E values for Pu-238, Am-241, and Cs-134 were observed due to the updated capture cross sections for Pu-238, Am-241, and Cs-133, independent of reactor system or fuel type existed. The results were highly dependent on the PIE samples as to whether the differences from the measured values were improved or not.