ATRにおけるPu利用評価

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若林 利男*; 福村 信男*; 宮脇 良夫; 大輝 茂*

not registered; Fukumura, Nobuo*; not registered; not registered

Puは、使用済燃料を再処理して回収される。回収、Puは、Uと比較して、次の特徴と相違がある。 (イ)238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、及び242Puの同位体を含んでいる。このうち239Pu、241Puは中性子を吸収して核分裂する。(ロ) 回収Puの同位体組成は、次に影響される。・炉型 ・燃焼度 ・241Puは半減期約14年で241Amに崩壊するので、使用済燃料取り出してからの期間 ・Puリサイクルの履歴 (ハ) Puの同位体は、それぞれ固有の核特性(核断面積等)を持っている。従ってPuを効率よく利用するには、(イ) Puと241Amの核特性 (ロ) 貯蔵Puの量と同位体組成変化の推移 (ハ) 原子炉のPu利用特性 等を把握して、Pu利用計画を立てなければならない。Pu利用計画策定に反映させるため、Puと241Amの核特性、PuEfの使用量と蓄積量、ATRのPu利用特性(特に、Pu同位体組成変化や241Puの崩壊と241Amの蓄積が燃焼度に及ぼす影響)、Pu利用法及びコードの信頼性と適合性について検討した。その結果は以下の通りである。(1)Puと241Amの核特性 Pu及び241Amの核特性で重要な点は以下の通りである。(1) Puは、238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、及び242Puの同位体からなっている。このうち239Puと241Puは中性子を吸収して核分裂する。核分裂をするPuの内訳は239Puが約80%、241Puが約20%である。238Puと240Puは中性子を吸収して、それぞれ239Puと241Puに転換する。(2)吸収中性子1個当り核分裂して放出す

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