Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor

新しいORIGENライブラリを用いた高温工学試験研究炉の崩壊熱計算

Simanullang, I. L.* ; 本多 友貴; 深谷 裕司   ; 後藤 実  ; 島崎 洋祐 ; 藤本 望*; 高田 昌二

Simanullang, I. L.*; Honda, Yuki; Fukaya, Yuji; Goto, Minoru; Shimazaki, Yosuke; Fujimoto, Nozomu*; Takada, Shoji

これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にしたShureの式やORIGEN計算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検討する必要がある。このため、黒鉛減速材量を変えた炉心の中性子スペクトルを用い、ORIGEN2コードで崩壊熱及び生成核種を計算して軽水炉の崩壊熱曲線と比較した。この結果、崩壊熱は、炉停止後1年程度であれば軽水炉と同様な値となったが、より長期になると差が顕著になり、Y, Cs, Pr, Rh, Am等が崩壊熱に大きく寄与することが明らかとなった。また、線量評価に関しては、冷却初期にPuが大きく影響することも明らかになった。

Decay heat of the High Temperature Engineering Test Reactor had been evaluated by the Shure Equation and/or ORIGEN code based on the LWR's data. However, to evaluate more accurately, a suitable method must be considered because of the differences neutron spectrums from the LWRs. Therefore, the decay heat and the generated nuclides for the neutron spectrums of the core with different graphite moderator amount were calculated by the ORIGEN2 code. As a result, it is clear that the calculated decay heats are similar value with LWRs for about one year after the reactor shutdown, and that the significant differences are observed on the longer period affected by the generated nuclides such as Y, Cs, Pr, Rh, Am etc. It is also clear that the dose is affected by Pu on the initial stage after the reactor shutdown.