使用済燃料の中性子増倍補正係数の計算

Calculation of correction factors for neutron multiplication in spent fuel

佐藤 理*; 高木 俊治*

not registered; Takagi, Shunji*

連続エネルギーモンテカルロ法中性子・線輸送計算コードMCNP-4Aを用いて、「常陽」の使用済燃料貯蔵プールに設置された燃焼度測定装置の中性子検出器の応答計算を行った。ここでは、MAGIの燃焼計算で得られた使用済燃料組成を中性子増倍を考慮した場合と、中性子増倍を考慮しない場合の、使用済燃料から放出される中性子に対する中性子検出器の応答を比較した。このとき、中性子増倍が燃焼度に依存することを考慮して、新燃料を含む5種類の燃焼度について検出器応答を計算した。これらの計算の結果、以下のことが明らかとなった。1)検出器応答の燃焼度依存性は、線源が検出器の真横に有る場合の方が離れている場合よりも大きい。2)線源の真横に検出器がある場合の検出器応答は、線源が燃料有効部の上・下端に有る場合を除き、ほぼ中性子増倍1/(1-K)に比例する。線源が燃料有効部の上・下端に有る場合は燃焼度の影響を大きくは受けない。上記の検討から、ある燃焼度の使用済燃料について求められた検出器応答に対して、・線源と検出器が近い場合は検出器応答を、中性子増倍1/(1-K)の線形関数として補正する、・線源と検出器の位置が遠い場合は、補正を行わない、ことにより、任意の燃焼度の検出器応答が求められることがわかった。また、ガスプレナムのモデル化の影響と燃料中のFP核種の影響を評価した。ガスプレナムの影響は系の実効増倍率を小さくして中性子増倍の寄与を減らす。ただし、検出器応答分布には大きな影響を与えないことがわかった。また、FP核種は、主にその中性子吸収により、燃焼度62,540MWd/tの使用済燃料において、約6%kもの反応度効果があり、中性子増倍に大きな影響を及ぼすことがわかった。したがって、FP核種の検出器応答への影響については、さらに詳細な検討が必要である。

The responses have been calculated for the burnup measurement equipment placed in the spent fuel storage facility beside JOYO by using the Monte Carlo code "MCNP-4A". These responses are influenced by the neutron multiplication depending to the burnup of the fuel to be measured. In this work, the dependence of calculated responses to the burnup of fuel was ivestigated using the composition of the irradiated fuels obtained from the burnup calculation with MAGI. These responses were compared to the responses without multiplication. The following relationship between burnup and detector response became clear as the results of these calculations. (1)The burnup of fuel influence to the detector response from the neutron source near the detector, but does not significantly influence to the detector apart from the neutron source. (2)The response from the neutron source near the detector decrease with burnup, and the decrease is proportional to the multiplication; 1/(1-k), except for the case that the neutron source is at the end of fuel region. The burnup dose not significantly influence to the detector response from the neutron source at the end of fuel. The detector responses from the neutron from a spent fuel of arbitrary burnup can be corrected by the hear interpolation for neutron multiplication; 1/(1-k), when the detector closes to neutron source, and no corrections are required when the detector is apart from neutron source. It was also investigated that the effect of considering the gas plenum at the top of fuel and considering fission products in irradiated fuels. The multiplication factor of fuel and detector response were decreased with the model considering gas plenum because of neutron leakage from the void in gas plennum. The axial distribution of the detector response was not influenced by this modeling. The fission products in irradiated fuel cause great negative reactivity, about 6%k for the burnup of 62,540MWd/t, and decrease ...