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野村 靖; 望月 弘樹*
JAERI-Tech 2002-068, 131 Pages, 2002/11
JAERI-Tech-2002-068.pdf:5.59MB
通常用いられるORIGEN2.1コードと付属ライブラリー及び原研で開発された最新のライブラリーを用いて、BWR燃料燃焼計算の結果に適用される核種組成補正因子の導出を行い、典型的なBWR使用済燃料棒の輸送あるいは貯蔵設備を模擬した無限配列体系に対して、ORIGEN2.1計算結果をそのまま入力とした場合,補正因子を適用した場合、さらにPIEデータを直接入力とした場合の臨界計算を行い、算出された中性子像倍率を比較検討した。その結果、補正因子を核種組成計算値に適用した場合には、他のいずれの場合よりも中性子像倍率が高く計算され、臨界安全解析上保守側の結果を与えることが確認された。
17 PWR fuel assembly須山 賢也; 中原 嘉則; 金子 俊幸*; 奥野 浩
Proc. of PATRAM'98, 1, p.239 - 244, 1998/00
照射後試験(PIE)は、燃焼計算コードの精度を評価するために広く解析されてきたが、最近、日本で照射された1717PWR燃料集合体に対する照射後試験が行われた。本報告では、このPWRのSWATによる解析を示す。5サンプルの同位体濃度の平均化したC/E(実験値に対する計算値の比)は、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対して、0.99,0.99,1.02,0.96であった。また、Cs-137,Ce-144,Nd-148,Eu-154に対しては、1.00,1.03,1.02,0.91であった。比較のために、PWR-USライブラリを使用してORIGEN2.1による計算を行った。この場合の平均化されたC/Eは、U-235,Pu-239,Pu-240,Pu-241に対しては0.90,0.77,0.76,0.92であり、Cs-137,Ce-144,Nd-148そしてEu-154に対しては、0.97,1.03,1.01,1.22であった。これらの結果は、1717PWR燃料集合体の同位体組成計算について、SWATの計算精度はORIGEN2.1よりも高いことを示している。