BWR使用済燃料の燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析; 軸方向の燃焼度及びボイド分布の効果と核種組成の評価

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野尻 一郎; 深作 泰宏*

Nojiri, Ichiro; not registered

事業団では、核燃料サイクル施設の臨界安全解析手法整備の一環として、米国オークリッジ国立研究所で開発された臨界安全解析コードシステムSCALEの導入・整備を実施している。本解析では、経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の燃焼度クレジット臨界ベンチマークのPhaseIIIとして提案された課題の計算解析を実施し、燃焼度クレジットの評価におけるSCALEの適用性について検討した。計算解析には、SCALEの最新版であるSCALE4.3を使用した。PhaseIIIの課題は、沸騰水型原子炉(BWR)使用済燃料を対象に軸方面燃焼度分布及びボイド分布の臨界性に与える効果(PhaseIII-A)と使用済燃料の核種組成を算出するための解析コードの検証(PhaseIII-B)である。計算の結果、PhaseIII-Aにおける燃焼度分布は、FR核種の考慮の有無によって求められる中性子増倍率に一貫した傾向が見られないことがわかった。ボンド分布については、現実的なボイド分布を考慮した計算に対して、炉内の平均ボンド率を用いた計算が過小評価すること、炉内の最大ボイド率を用いた計算がわずかではあるが高めに評価することがわかった。PhaseIII-Bの計算では、使用済燃料組成算出のために1/8燃料集合体モデル、簡易燃料組成モデル及び詳細燃料組成モデルの3通りのモデルを設定し、モデル間の比較を行った。低燃焼度の領域では、モデル間で中性子増倍率のピークの有無の違いが現れること、高燃焼度の領域では、計算モデルに依存せず中性子増倍率を概ね等しく評価することがわかった。これらのことから、BWR使用済燃料を対象とした燃焼度クレジット評価のための臨界安全解析においてもSCALEが十分に適用可能であることを確認した。

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