2024 Annual Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 301-1 Reactor Physics, Utilization of Nuclear Data, Criticality Safety

[1L04-07] JENDL-5 Utilization

Tue. Mar 26, 2024 10:50 AM - 11:55 AM Room L (21Bildg.4F 21-423)

Chair:Tatsuya Fujita(JAEA)

10:50 AM - 11:05 AM

[1L04] Core analysis for pressurized water reactor using JENDL-5

*SHIGEKI SHIBA1 (1. Nuclear Regulation Authority)

Keywords:JENDL-5, CASMO5/SIMULATE5, Tihange unit 2

実用炉安全解析における不確かさを考慮した最適評価(BEPU:Best Estimate Plus Uncertainty)手法の高度化の一環として、核データライブラリJENDL-5の実機解析への適用性を確認するために、ベルギーのPWR炉であるTihange 2 号機の運転データを用いて、CASMO5/SIMULATE5による実機燃焼追跡解析を実施した。その結果、JENDL-5ライブラリで解析した径方向出力分布の結果は実測値と良好に一致した。

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