Pu利用技術に関する調査(6)-PWRの炉心特性データの整備-

Investigation of utilizing plutonium as mixed oxide fuel (6); Evaluation of burn-up characteristics of PWR fuels

横堀 仁*

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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、PWRを対象とした炉特性データの調査、評価を行ったものである。 PWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度(取出 49,000MWd/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ORIGEN-2計算コードを用いて、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:ORIGEN-2コード(公開コード) (2)燃料の濃縮度、Puf富化度 集合体平均燃焼度:49GWd/t ウラン燃料(濃縮度):4.6wt% MOX燃料(Pu富化度):5.9wt% 、 集合体平均燃焼度:60GWd/t ウラン燃料(濃縮度):5.3wt% MOX燃量(Pu富化度):7,2wt% (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 PWR 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 (49 GWd/t) and high burn-up (60 GWd/t) have been evaluated using the burn-up calculation code ORIGEN-2. 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. :ORIGEN-2 (open code) (2)Fuel enrichment [Burn-up:49 GWd/t, UO fuel(U235 enrichment):4.6 wt%, MOX fuel(Pu enrichment):5.9 Wt%] [Burn-up:60 GWd/t, UO fuel(U235 enrichment):5.3 wt%, MOX fuel(Pu enrichment):7.2 wt%] (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)