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次世代再処理施設の設計検討に供する臨界安全制限寸法等のデータ

Subcritical dimensions for design study of future reprocessing facility

須藤 俊幸; 福島 学*

Suto, Toshiyuki; Fukushima, Manabu*

将来の再処理施設を考える場合には、軽水炉ウラン燃料のみならず、軽水炉MOX燃料、さらには高速炉燃料も取り扱う可能性も考えられ、さまざまなプルトニウム富化度,プルトニウム同位体組成を持つ使用済燃料の再処理に対し、合理的な臨界安全管理・設計を検討していく必要がある。既存の臨界安全ハンドブック等では、プルトニウムの多様な組成に対する十分なデータが記載されておらず、また、中性子吸収材を使用した場合のデータや、円環槽に関するデータはほとんどなく、過度に保守的となるデータを使用するか、個別に臨界計算する必要があった。本検討では、将来の再処理施設の機器の臨界安全設計検討に活用すべく、複数のプルトニウム富化度、プルトニウム同位体組成に対し、無限円筒、無限平板、有限円環槽を対象に、硝酸ウラン、プルトニウム混合溶液に対するkeff(+3$$sigma$$)$$leq$$0.95を満たす制限寸法を計算し、グラフ,表にまとめた。また、得られた結果より、臨界安全管理方法の選定において配慮すべき事項についてまとめた。

Future reprocessing facilities are considered to treat not only LWR uranium fuels but also LWR-MOX fuels and even FBR fuels. These spent fuels have various enrichments, isotopic compositions of plutonium. In order to make reasonable design and management of criticality safety for such multi-fuel reprocessing facilities, there needs to be critiricality safety data with a multiple of enrichments, isotopic compositions of plutonium. The authors calculated subcritical dimensions of uranium/plutonium mixed nitrate solution with a multiple set of enrichments and isotopic compositions of plutonium for cylinder, slab, and annular geometries and arranged the results in tables and graphs which are usable for the criticality safe design study of future reprocessing facilities. In addition, some findings useful for selecting criticality safety control methods were summarized.

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