使用済高速炉燃料の中性子放出率の測定と評価

Neutron intensity of spent fast reactor fuel

高松 操 ; 青山 卓史 ; 枡井 智彦*

Takamatsu, Misao; Aoyama, Takafumi; Masui, Tomohiko*

使用済高速炉燃料の中性子放出率を評価することは、使用済燃料の貯蔵、輸送および再処理における遮蔽や被爆評価の観点のみならず、高速炉心の管理の観点からも重要である。このため、高速実験炉「常陽」の使用済燃料貯蔵プールにおいて、使用済MK-II燃料(燃焼度約6.3万MWd/t、冷却期間約5.2年)の軸方向中性子強度プロファイルを測定し、別途モンテカルロ計算コード"MCNP-4A"で求めた検出器の応答を用いて中性子放出率を評価した。本研究により得られた成果は、以下のとおりである。(1)測定した中性子放出率は燃料全体で約2.710の6乗n/sであり、新燃料の約3倍であった。(2)中性子放出率の炉心管理コードシステム"MAGI"による3次元Hex-Z7群拡散計算で求めた値と測定値の比(C/E)は約1.07であった。(3)使用済燃料から放出される中性子は、主に244Cmに起因するものであるが、その生成量は、燃料下端部において増加する傾向があり、中性子放出率の軸方向分布は燃焼度分布と異なることがわかった。

Neutron intensity of spent fuel is important not only for the shielding design and dose evaluation of the reprocessing plant and the transportation of the mixed oxide (MOX) fuel, but also for the core management, because it contains more minor actinides than that of LWR fuel. In order to obtain the experimental data and to improve the accuracy of burnup calculation, the neutron counting rate from a spent fuel subassembly of the JOYO MK-II core with a burnup of 62,5ooMWd/t and cooling time of 5.2 years was measured in the spent fuel storage pond at JOYO. The measured neutron counting rate was then converted to the neutron intensity using the detector response which was obtained by the Monte Carlo calculation code "MCNP-4A". And the neutron intensity was compared with the calculated value based on the 3-D diffusion theory with 7 energy groups using the JOYO core management code system "MAGI". The major results obtained in this study are summarized as follows; (1) The measured neutron intensity per fuel subassembly was about 2.710 n/s and is about 3 times as much as that of fresh (unirradiated) fuel. (2) The average C/E value of neutron intensity was about 1.07. (3)It was found that the axial neutron intensity didn't simply follow the burnup distribution, and the neutron intensity was locally increased at the bottom end of the fuel region due to an accumulation of Cm.