A Criticality safety study for the disposal of damaged fuel debris

破損燃料処分後の臨界安全性に関する研究

Liu, X.*; Ahn, J.*; 平野 史生 

Liu, X.*; Ahn, J.*; Hirano, Fumio

本研究では、東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した破損燃料を地層処分する場合の中性子輸送解析に焦点を当てている。破損燃料が収納された処分容器が地層中に処分された体系を想定し(球状の燃料粒子が六角格子上に配列するようにモデル化)、MCNPによる中性子輸送計算を行った。処分容器の周囲には緩衝材が設置され、系全体が地下水で飽和されているものとした。系内における中性子の減速の条件と、燃料の分布状態を4ケース想定して解析を実施したところ、以下の知見を得た。(a)実効増倍率は、中性子の減速の条件をどのように想定するかに大きく依存する。(b)炭素鋼製の処分容器は破損燃料の処分後の臨界安全性の向上に大きな役割を果たし得る。(c)破損燃料中の核分裂性物質が処分容器の外部へ放出され始めた後、ある割合の核分裂性物質が放出されたときに、系の実効増倍率が最大となる場合がある(処分直後が最も高いとは限らない)。(d)いくつかの条件を仮定すると、系の最大実効増倍率は、処分容器1体に対する破損燃料の装荷量にはほとんど影響を受けず、処分容器の寸法や組成によって影響を受ける。

The present work focuses on neutronics analysis for the disposal of damaged fuels from Fukushima Nuclear Power Plants. MCNP calculations were performed for a canister containing fuel debris surrounded by buffer in deep geologic repository in a water-saturated reducing environment at different times after canister emplacement. The damaged fuel debris is modeled as spherical particles in a hexagonal lattice. Four different cases were compared based on various assumptions about moderation and fuel relocation. Based on the numerical results, the key findings include, (a) the calculated neutron multiplication factor () is sensitively dependent on assumptions related with moderation, (b) the carbon steel canister plays an important role in reducing the likelihood of criticality, (c) the maximum of the canister-buffer system could be achieved after a certain fraction of fissile nuclides has been released from the canister, and (d) under several assumptions, the maximum of the canister-buffer system could be only determined by the dimension and composition of the canister rather than the initial fuel loading.