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報告書

PLUTON: Three-group neutronic code for burnup analysis of isotope generation and depletion in highly irradiated LWR fuel rods

Lemehov, S.; 鈴木 元衛

JAERI-Data/Code 2001-025, 338 Pages, 2001/08

JAERI-Data-Code-2001-025.pdf:26.87MB

PLUTONコードは水炉のUO$$_{2}$$燃料、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$入り燃料、不均一MOX燃料などのペレットにおける発熱密度、燃焼度、超ウラン元素の濃度、プルトニウム蓄積、核分裂性同位元素の減損、核分裂生成元素の濃度などの半径方向プロファイルを平均値とともに時間及び燃焼度の関数として算出する3群中性子反応燃焼解析コードである。本コードはWindows PC上で稼働するプログラムであり、ペレット内中性子減衰の理論的な形状関数を適用したので、非常に高速で正確な計算が容易に実行できる。本コードは、検証のために必要な実験データを提供するHalden炉の照射条件を内蔵している。計算対象の超ウラン元素は$$_{92}$$U$$^{233-239}$$, $$_{93}$$Np$$^{237-239}$$, $$_{94}$$Pu$$^{238-243}$$, $$_{95}$$Am$$^{241-244}$$ 及び $$_{96}$$Cm$$^{242-245}$$ である。また、扱うポイゾン性核分裂生成物元素は、$$_{54}$$Xe$$^{131, 133, 135}$$, $$_{48}$$Cd$$^{113}$$, $$_{62}$$Sm$$^{149, 151, 152}$$, $$_{64}$$Gd$$^{154-160}$$, $$_{63}$$Eu$$^{153, 155}$$, $$_{36}$$Kr$$^{83, 85}$$, $$_{42}$$Mo$$^{95}$$, $$_{43}$$Tc$$^{99}$$, $$_{45}$$Rh$$^{103}$$, $$_{47}$$Ag$$^{109}$$, $$_{53}$$I$$^{127, 129, 131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133}$$, $$_{57}$$La$$^{139}$$, $$_{59}$$Pr$$^{141}$$, $$_{60}$$Nd$$^{143-150}$$, $$_{61}$$Pm$$^{147}$$ である。扱うFPガス及び揮発性生成物元素は、$$_{36}$$Kr$$^{83-86}$$, $$_{54}$$Xe$$^{129-136}$$, $$_{52}$$Te$$^{125-130}$$, $$_{53}$$I$$^{127-131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133-137}$$ 及び $$_{56}$$Ba$$^{135-140}$$である。解析結果の検証は83GWd/tUの燃焼度までなされ、解析と実測データは満足すべき一致をみた。

論文

Weapon-grade plutonium burning with HTRs

山根 剛; 山下 清信; 藤本 望

New approaches to the nuclear fuel cycles and related disposal schemes, 1, p.267 - 277, 1998/00

兵器級のプルトニウムを高温ガス炉で燃やす際の炉心核特性等について概括し、これまで報告されているシステムの設計研究例のレビューをもとに、炉物理的な観点での現状と今後の課題についてまとめた。特に重要な課題として、Pu装荷炉心では反応度温度係数が正になる可能性の問題を取り上げ、その原因と核設計上の対処方法について解説した。またPuの処理効率については、リサイクルなしのワンス・スルーサイクルで、初期装荷兵器級Pu量に対してPu-239で90%以上を消滅できることが報告されている。これは高温ガス炉の炉心が中性子経済に優れ、高性能の被覆粒子燃料を用いているため、高燃焼度の達成が可能であることに起因している。今後の課題として、Pu燃料を用いた積分実験は炉物理計算法及びデータの検証にとって有益であり、可能ならば高温領域、高燃焼度模擬条件下での温度依存の炉心パラメータの測定が望まれる。

論文

Weapons-grade plutonium burning with high-temperature gas-cooled reactors using plutonium burner balls and thorium breeder balls

山下 清信; 徳原 実*; 藤本 望

Nuclear Science and Engineering, 126(1), p.94 - 100, 1997/05

https://doi.org/10.13182/NSE97-A24460
 被引用回数：2 パーセンタイル：23.01(Nuclear Science & Technology)

本報は、兵器級Puを再利用できない程度まで燃え尽くすために考案した原子炉システムについて報告するものである。このシステムは、Pu燃焼用燃料球(Pu球)と増殖用燃料球(Th球)を用いたペブルベッド型高温ガス炉である。Pu球は兵器級Puを装荷した燃料からなり、Th球はTh燃料からなる。これらの二つの型の燃料球を炉心内に混在させて装荷し、連続的に燃料交換する。Pu球の燃焼度は、約740GWd/T$$_{Pu}$$まで達成可能であり、残留する$$^{239}$$Puは初期装荷量の1%以下まで消滅することができる。また、Pu球のPu装荷量を増すことによりキセノンの吸収効果を低減し温度上昇による吸収反応の減少率を押さえて、出力係数を負に保つ工夫をし、正の反応度の問題を解決した。この結果から、著者らは、本システムが、有望な兵器級Puの消滅炉の1つであると考える。

論文

Reactor-grade plutonium burning by pebble bed type HTGRs

藤本 望; 山下 清信

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.957 - 962, 1997/00

ペブルベッド型高温ガス炉を用いた原子炉級プルトニウムの燃焼の可能性について検討した。解析はVSOPコードで行い、燃料球に装荷するPu量を変化させその特性を評価した。その結果、燃料球あたり0.08gから1.5gのPuを装荷できることがわかった。温度係数については、温度が高いほど、またPu装荷量が多いほど温度係数が負になること、燃焼が進むほど温度係数が正になることがわかった。これは、主に熱中性子スペクトルが変化し、$$^{135}$$Xeの中性子吸収が変化することが原因である。燃焼期間中の温度係数が負であるよう燃料の燃焼度を定めると400GWd/t程度となり、年あたり30%程度、サイクルあたり40%程度のPu消滅率となることがわかった。また、MOX燃料のLWRと比較すると、単位出力・年あたりの消滅量では非常に優位であり、高温ガス炉による原子炉級Pu消滅の有効性が明らかとなった。

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