spent fuel and ATR MOX spent fuel in Tokai Reprocessing Plant白井 更知 
; 稲野 昌利; 福田 一仁 ; 小坂 一郎; 山中 淳至
Shirai, Nobutoshi; Inano, Masatoshi; Fukuda, Kazuhito; Kosaka, Ichiro; Yamanaka, Atsushi
東海再処理施設では燃焼度55,000MWD/tまでの軽水炉低濃縮ウラン燃料及び新型転換炉原型炉ふげんの照射燃料(MOX燃料)を用いた再処理試験を計画している。この再処理試験の実施に際しての安全性の確認は、施設内に存在する放射能量(内蔵放射能量)に基づき実施している。本報告では燃焼度55,000MWD/tまでの軽水炉低濃縮ウラン燃料及び新型転換炉原型炉ふげんの照射燃料(照射用36本燃料,照射用セグメント燃料,照射用ガドリニア燃料)を対象として安全性の確認に用いるために設定した内蔵放射能量について、計算に用いた方法・計算コード,核データライブラリ及びその計算条件について結果とともに整理し、さらに東海再処理施設の設計に用いられている軽水炉基準燃料との内蔵放射能量等を比較した。
This report describes calculated results of inventory of radioactivity in the Tokai Reprocessing Plant with calculation code, based on initial conditions and nuclear data library. The inventories were compared with three types of spent fuels, High burn up U oxide for light water reactor, U-Pu mixed oxide for advanced thermal reactor and the design based fuel for Tokai Reprocessing Plant.
使用言語 |
: | Japanese |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAEA-Research 2011-004 |
ページ数 |
: | 60 Pages |
発行年月 |
: | 2011/03 |
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論文URL |
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キーワード |
: | no keyword |
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