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須山 賢也; 奥野 浩; 内山 軍蔵
Need for Post Irradiation Experiments to Validate Fuel Depletion Calculation Methodologies, p.151 - 156, 2006/12
使用済燃料の臨界安全評価について、日本原子力研究開発機構は継続的な研究開発を行ってきた。それは、照射後試験(PIE)による使用済燃料同位体組成データを取得することと、燃焼計算コードSWATとORIGEN2コード用の新ライブラリを最新の核データより作成することから成っている。また、旧日本原子力研究所は使用済燃料同位体組成データベースSFCOMPOの開発を行ってきた。本レポートにおいて、日本原子力研究開発機構におけるSFCOMPO及び燃焼度クレジットに関する技術開発の概要、すなわち、旧日本原子力研究所で得られたPIEデータの燃焼度再評価について述べる。
須山 賢也; 奥野 浩; 内山 軍蔵; 山本 徹*
Need for Post Irradiation Experiments to Validate Fuel Depletion Calculation Methodologies, p.31 - 34, 2006/12
日本においては、燃焼度クレジット(BUC)は六ヶ所再処理工場(RRP)の使用済燃料(SNF)受け入れプール及び溶解槽において導入されているが、他の施設においては進んでいない。これは(1)RRPにおける使用済燃料受け入れが開始されたことと、(2)リサイクル燃料貯蔵(RFS)による乾式金属キャスクを使用した青森での中間貯蔵施設建設の提案によって、日本では使用済燃料蓄積の圧力がしばらくは弱まったためである。しかしながら、BUC適用と関連技術の向上への潜在的要求は依然高い。BUCに関連した技術開発は照射後試験(PIE)のような燃焼解析と原子炉物理実験の分野で一貫して行われてきた。このことは、BUCが日本において魅力的な概念であり、使用済燃料管理工程においてさらなる適用が予想されることを示している。