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Measurement and Analysis of Decay Heat of Fast Reactor Spent Fuel

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青山 卓史 ; 鳥丸 忠彦; 野瀬 正一; 吉田 昌宏 ; 鈴木 惣十

Aoyama, Takafumi; Torimaru, Tadahiko; Nose, Shoichi; not registered; not registered

使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは,燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため,「常陽」では,オンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し,これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため,原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し,比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに,集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について,炉停止後約24$$sim$$258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し,1.23$$pm$$0.03$$sim$$0.261$$pm$$0.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では,原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い,崩壊熱や核種生成量を評価した結果,炉停止後24$$sim$$258日における崩

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