Plutonium isotopic composition of high burnup spent fuel discharged from light water reactors

軽水炉から排出された高燃焼度使用済燃料のプルトニウム同位体組成についての検討

中野 佳洋 ; 大久保 努

Nakano, Yoshihiro; Okubo, Tsutomu

軽水炉から高速増殖炉への移行期における、高速炉燃料組成を評価するため、取出燃焼度70GWd/tの軽水炉使用済燃料中のPu組成と生成量を評価した。日本で進められている次世代軽水炉開発プロジェクトの公開情報を元に、燃料の初期U濃縮度6%,取出燃焼度70GWd/tの高燃焼度BWR(HB-BWR)と高燃焼度PWR(HB-PWR)の計算モデルを構築した。HB-BWRはスペクトルシフト棒(SSR)を使用し、運転サイクル中に炉心スペクトルを変化させる。HB-BWR使用済燃料5年冷却後の核分裂性Pu割合は62%で、取出燃焼度45GWd/tの現行BWRのそれよりも高くなる。また生成されるPu量もHB-BWRの方が現行BWRよりも多い。HB-PWRは、中性子減速の最適化のため、ワイドピッチ1717集合体を使用する。ワイドピッチ採用のために、5年冷却後のHB-PWR使用済燃料中の核分裂性Pu割合は56%と、取出燃焼度49GWd/tの現行PWRよりも低く、またPu生成量も少ない。

The isotopic composition and amount of Pu in spent fuel from high burnup BWR and PWR (HB-BWR, HB-PWR), each with 70 GWd/t discharge burnup and 6% U enrichment were estimated to evaluate FBR fuel composition in the transition period from LWRs to FBRs. The HB-BWR employs spectral shift rods. The fraction of fissile Pu (Puf) in HB-BWR spent fuel after 5 years cooling is 62%, which is larger than that of conventional BWRs with burnup of 45 GWd/t, because of the spectral shift operation. The amount of Pu produced in the HB-BWR is also larger than that produced in a conventional BWR. The HB-PWR uses a wider pitch 1717 assembly to optimize neutron slowing down. The Puf fraction of HB-PWR spent fuel after 5 years cooling is 56%, which is smaller than that of conventional PWRs with burnup of 49 GWd/t, mainly because of the wider pitch. The amount of Pu produced in the HB-PWR is also smaller than that in conventional PWRs.