Pu利用技術に関する調査(7)-BWRの炉心特性データの整備-

Investigation of utilizing plutonium as mixed oxide fuel(7); Evaluation of burn-up characteristics of BWR fuels

笹川 勝*; 平野 靖*

not registered; not registered

本調査は、「FBR実用化戦略調査研究」の一環として、FBR導入シナリオ構築および多面的評価に資するため、炉心特性データベースの整備の一つとして、BWRを対象とした炉特性データの調査、評価を行った。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼度(取出60,000MWd/t)条件での使用済み燃料中のFPおよびアクチニドの重量、放射能、及び発熱量を、公開コードであるSWATを用いて、解析評価した。主な条件及び解析項目は下記の通りである。(1)計算コード:SWATコード(日本原子力研究所開発・公開コード)(2)燃料の濃縮度、Puf富化度(表省略)(3)計算結果:FPおよびアクチニドの重量、放射能、発熱量の経年変化(原子炉取り出し後年数;直後、1、2、3、4、5、6、10、50、100、1000、10000年)

Burn-up characteristics of BWR fuels have been investigated for scenario study of FBR introduction and the other studies on practical use of FBR. Nuclear compositions, radioactivity and thermal power of actinides and fission products in the spent fuels of present burn-up (45,000 MWd/t) and high burn-up (60,000 MWd/t) have been evaluated using an burn-up calculation code SWAT. This study was carried out as a part of JNC's feasibility study on commercialized FBR cycle system. Main conditions and results of this study are follows; (1)Evaluation code. :SWAT (open code developed by JAERI) (2)Fuel enrichment. [Bum-up:45 GWd/t, UOfuel(U235 enrichment):3.8wt%, MOX fuel(Puf enrichment):3.8wt%] [Bum-up:60 GWd/t, UOfuel(U235 enrichment):4.9wt%, MOX fuel(Puf enrichment):5.0wt%] (3)Evaluation items. Decay change in nuclear compositions, radioactivity and thermal power of actinides and fission products during 10000 years (0, 1, 2, 3, 4, 5, 6, 10, 50, 100, 1000, 10000y after burn-up).