照射後試験解析の不確かさが臨界性評価に与える影響評価

Impact of the uncertainty of the PIE analysis on the criticality analysis

多田 健一   ; 須山 賢也

Tada, Kenichi; Suyama, Kenya

東京電力福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの臨界性評価の不確かさ推定のため、福島第二原子力発電所2号機の88BWR燃料集合体を対象とした照射後試験解析(2F2DN23)の各核種の測定値と計算値の差異(不確かさ)が実効増倍率に与える影響について評価した。無限ピンセル体系において全核種の原子数密度を測定値とした場合と、解析値とした場合の実効増倍率を比較したところ、照射後試験解析の予測誤差が無限ピンセル体系の実効増倍率に与える影響は3%k/k以下であることが分かった。このことから、SWAT4.0の解析結果を用いることで、中性子増倍率が0.95以下で未臨界であるという従来の臨界判定基準を燃料デブリの臨界性評価にも適用できることが期待できる。

To investigate the applicability of the burnup calculation code SWAT4.0, we calculated the post irradiation examination which is 88 BWR fuel assembly and loaded in Fukushima Daini Nuclear Power Plant unit 2. In this study, we investigate the impact of the difference of the number density of nuclide on the criticality analysis for the fuel debris. The calculation was carried out by the infinite pin-cell geometry and calculation results indicates that the impact of the difference of the number density of nuclide on the k-effective is less than 3%k/k. Since we adopt the upper subcriticality limit of 0.95 in usual criticality safety evaluation, this result indicates that SWAT4.0 has adequate prediction accuracy of the isotopic composition to be adopted in the burnup credit analysis of the fuel debris from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant.