A Study of the generation of U in UO and MOX fuels
UO及びMOX燃料におけるUの生成に関する研究
山本 健土; 奥村 啓介
Yamamoto, Kento; Okumura, Keisuke
核燃料サイクルにおける種々の線量評価において、高エネルギー線放出核種を生成するUの生成量を正確に予測することは重要であり、その生成経路を明らかにするため、UO燃料及びMOX燃料に対し、燃焼度45GWd/tにおけるUの生成量を生成経路ごとに評価した。UO燃料とMOX燃料におけるUの生成量の違いは、主にU, U, Uの初期組成の違いによって生じており、MOX燃料中のプルトニウム及びアメリシウム同位体の初期組成によるUの生成量への寄与は、ウラン同位体のそれに比べて小さいことがわかった。また、Uの生成量の予測においては、Th, Pa, U, Uの捕獲反応断面積と、Np, Uの(n,2n)反応断面積の精度が重要であることが示された。また、照射前及び照射後の冷却時間がUの生成量に大きく影響することも明らかとなった。
To clarify the generation pathway of U in burned fuels, which is an important nuclide for dose evaluation at various stages in fuel cycle, concentrations of U generated through various pathways were evaluated for UO and MOX fuels at 45 GWd/t using the ORIGEN2.2 code. It was found that the difference of U concentrations in UO and MOX fuel are mainly derived from the difference of the initial compositions of U, U and U and the contribution of plutonium and americium isotopes in MOX fuels is not so large compared with that of uranium isotopes. The results clarified that the capture cross sections of Th, Pa, U and U and (,2) cross sections of Np and U have a large effect on generation of U. The additional investigation showed that not only time after irradiation but also time before irradiation has a strong effect on U concentration.