Estimation of spent fuel compositions from light water reactors

安藤 良平*; 西原 健司; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(10), p.924 - 933, 2000/10

https://doi.org/10.3327/jnst.37.924

将来の商業炉において高燃焼度燃料やMOX燃料が使われることにより、使用済み燃料からのマイナーアクチノイド及び核分裂生成物は多様化する。これを評価するために必要な計算手法を検討し、軸方向の燃焼度と減衰材密度分布を考慮した燃焼計算を行った。今回の計算では、さまざまな使用済み燃料(PWRかBWR、燃焼度33,45,60GWd/HMt、UOかMOX燃料)の燃焼時組成変化を明らかにした。それによって、PWRとBWR間のマイナーアクチノイド生成の相違などか示された。

高燃焼度フルMOX PWR炉心の核的検討

久語 輝彦; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 落合 政昭

JAERI-Research 98-059, 40 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-059.pdf:1.73MB

将来型軽水炉の一つのオプションとして、高燃焼度フルMOX PWRの炉心概念の検討を進めている。燃料ピン間隔を13.8mmに広げることにより減速材対燃料体積比を2.6に増加させて、電気出力60万kW、平均取り出し燃焼度100GWd/tを達成する炉心を提案し、核的成立性について検討した。本炉心には、12%の核分裂性プルトニウム富化度を要した。B-10を40%濃縮したホウ酸水を使用すれば、ホウ素タンクの増強をせずに、燃焼反応度の制御は可能である。また、天然ボロンカーバイド(BC)を使用した制御棒クラスターを集合体3体につて1体を設置すれば、2%dk/kk'以上の炉停止余裕を確保することができる。減速材ボイド係数及び減速材温度係数は運転中は負であり、可燃性毒物等の使用は不可欠ではないが、GdO及びErO等の可燃性毒物の使用により、径方向ピーキング係数を約0.1低減できる。

Comparison of calculated alues with measured values on the amount of TRU and FP nuclides accumulated in gadolinium bearing PWR spent fuels

安達 武雄; 中原 嘉則; 河野 信昭; 郡司 勝文; 鈴木 敏夫; 園部 保; 大貫 守; 加藤 金治; 立川 圓造; 井上 伸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1119 - 1129, 1994/10

https://doi.org/10.3327/jnst.31.1119

ガドリ入り燃料から切り出された5個のグラム量使用済燃料試片の破壊分析を行い、アクチノイド及びFP核種を定量した。これらの分析値を用いて核設計コード(CASMO)と燃焼計算コード(ORIGEN-2)の両計算値の精度評価を行った。主要核分裂性核種(U,Pu,Pu)についてのCASMOの計算値は、約3%以内と実測値に非常に良く一致した。一方OROGEN-2の計算値は、UO燃料に対して約5%、GdO-UO燃料に対して約12%といずれも低い値を示した。この12%の過小評価は、ORIGEN-2の計算では、Gdの効果を考慮していないためであると考えられる。その他のマイナーアクチノイドについては、両計算コード間に大差はなく10%前後であったが試験間での変動が大きかった。FPについては、Eu及びSbが非常に大きなくい違いを示した。

OECD/NEA burnup credit criticality benchmark; Result of phase-1A

高野 誠

JAERI-M 94-003, 145 Pages, 1994/01

JAERI-M-94-003.pdf:3.82MB

本報は、OECD/NEAで行われた燃焼度クレジット臨界ベンチマーク計算フェーズ1Aに対する各国の最終結果をとりまとめたものである。使用済燃料棒中の核種として、主要アクチニド7核種、主要核分裂生成物(FP)15核種を使用した。燃焼度が、30GWd/tのとき、燃焼による反応度損失の約50%以上を主要アクチニドが、さらに30%以上を主要FPが分担していることが示された。また、主要アクチニドに比べ主要FPによる反応度損失の評価に対する参加者間の偏差が大きく、これはFP断面積の不確実性が比較的大きいことを示唆していることがわかった。

高温における銀とジルカロイ-4の反応性

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫

JAERI-M 92-179, 31 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-179.pdf:2.66MB

ジビアアクシデント時におけるPWR用銀-インジウム-カドミウム制御棒合金とジルカロイの反応は、集合体溶融に大いに影響を及ぼすし、著者らはジルカロイ-4と制御棒合金の反応を調べすでに報告をした。この複雑な反応系のメカニズムを探るために、合金の主成分である銀とジルカロイ-4を、アルゴン中1273~1473Kで等温加熱しジルカロイの溶解挙動を調べた。本実験の結果と制御棒を用いた試験の結果を比較し、インジウムの寄与を考察した。反応速度は制御棒合金を用いた反応と同様に、試験温度の上昇とともに増大したが、低温側で制御棒材/ジルカロイ反応に比べて小さかった。この差は主に銀と制御棒合金の融点の差によるものと考えられる。1473Kでは2つの反応速度はほぼ同等であった。反応時間の経過に伴うジルカロイの肉厚減少はほぼ2乗則に従った。各温度での反応速度定数と見かけの活性化エネルギ580.8kJ/molを求めた。

Evaluation report on CCTF core-II reflood test C2-15(Run 75); Investigation of FLECHT-SET coupling test results

大久保 努; 井口 正; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 91-227, 89 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-227.pdf:1.82MB

本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-15(Run75)の評価報告書である。本試験は、CCTF及びFLECHT-SETによる再冠水実験の間に熱水力学的挙動の差が或るか否かを検討するために実施された。両試験の結果を検討して以下の結論が得られた。(1)両試験の条件の間には初期にいくつかの相違が見られたが、その影響は時間とともに小さくなった。(2)CCTF試験では、急峻な炉心半径方向出力分布により半径方向に熱伝達の差が現れたが、FLECHT-SETでは、平坦な出力分布のためそれが現れなかった。この熱伝達の差は、中央高さ位置では顕著であったがそれより上方では小さくなった。(3)上記の差が小さい炉心の上部領域では、両試験の熱伝達はほぼ同一であり既存の相関式により予測できた。(4)以上の事から両装置における炉心冷却は、同一の炉心境界条件と半径方向出力分布の下ではほぼ同一になると予想される。

Studies of transient fission product gas release and PCMI of PWR fuel preirradiated to 39MWd/kgU

柳澤 和章; 片西 昌司; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 藤城 俊夫

Proc. of the Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance; Fuel for the 90s, p.850 - 861, 1991/00

美浜2号機にて、燃焼度39MWd/kgUまで照射を行なった1414PWR型燃料棒(有効発熱長約3.6m)を切断し、有効発熱長約0.12mの短尺燃料棒を作製した。この燃料棒の内圧は予備照射終了時で4.66MPaであり、初期加圧量は3.24MPaであった。また、予備照射終了時の燃料棒内ガス組成は99.3%He+0.1%Kr+0.6%Xeであり、初期加圧時は殆どが純ヘリウムであった。短尺化した燃料棒に対し、4.23MPaまでHeにてガス充填を行い、NSRR照射カプセルに封入後、約58cal/g fuelの発熱量を与えるパルス実験を行なった。また、照射後(パルス照射後)試験も実施した。この結果、(1)予備照射中の燃料からのFPガス放出率は0.17%であった。パルス照射による追加ガス放出率は3.7%であった。後者は、バースト放出であろう事が、全相試験から指定された。(2)燃料破損は生じなかったが、約0.43%の軸方向伸び歪(最大)が観察された。(3)被覆管表面温度は100Cに達したが、DNBは観られなかった。

Evaluation report on SCTF core-III test S3-9; Investigation of CCTF coupling test results under an evaluation model condition in PWRs with cold-leg-injection-type ECCS

大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫

JAERI-M 90-046, 114 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-046.pdf:2.26MB

UPTFとの実験的結合に用いるコールドレグ注水型ECCS付PWRに対する評価モデル条件下に於ける広い炉心内の再冠水データを得る為に、1000MWe級PWRの半径と同じ半径方向長さを有するSCTF第3次炉心を用いて試験を実施した。本報告書では、対応するCCTF試験C2-4のデータを用いてSCTFとCCTFの間の再冠水挙動の差を主に検討した。得られた主要な結論は、(1)本試験は成功裏に実施され、UPTFとの結合に必要なデータを取得した。(2)本試験でみられた全体的な炉心冷却挙動は、CCTF試験C2-4のそれとほぼ同一であった。(3)しかし、本試験でみられた炉心差圧の特徴は、試験C2-4でみられたものと多少異なっていた。この相違の理由は、両試験の間で炉心入口サブクーリングが異なっていた事と両試験装置の間で炉心の実効流路面積が異なっている事であるとしてほぼ説明できた。

Evaluation report on SCTF core-III tests S3-7 and S3-8; Investigation of tie plate water temperature distribution effects on water break-through and core cooling during reflooding in PWRs with combined-injection-type ECCS

大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 湊 明彦*; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫

JAERI-M 90-035, 143 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-035.pdf:3.07MB

複合注水型ECCSを備えたPWRの再冠水過程において、タイプレート付近の水温分布がブレークスルーおよび炉心冷却に与える影響を検討するため、SCTF第3次炉心を用いて2回の試験を実施した。一方の試験(試験S3-7)では、UCSP直上へのECC注水をバンドル3、4の上方で行い、もう一方の試験(試験S3-8)では、最初の60秒はバンドル7、8の上方でその後バンドル3、4の上方へ切換えて注水を行なった。これらの試験データを解析して、以下の事柄が明らかとなった。ブレークスルーは、タイプレート付近での水温がサブクールの所で生じ、ブレークスルー域では、炉心冷却が著しく増大する。また、ブレークスルーの位置は、多少の時間遅れを伴ってタイプレート付近での水温分布の変化に追随して変化する。更に、ブレークスルーの生じていない領域での炉心冷却は、ブレークスルーの位置に関係無く同程度である。

Vaporization of silver-indium-cadmium control rod material in flowing argon at high temperatures

上塚 寛; 大友 隆

JAERI-M 89-150, 27 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-150.pdf:0.67MB

加圧水型軽水炉のシビアアクシデント時における制御棒材料の蒸発挙動を調べるために、80%銀-15%インジウム-5%カドミウム合金を、アルゴン中で1073~1673kの温度に加熱し、60~3600秒間等温保持した。この合金の溶融温度は1123~1173kの範囲であり、溶融温度より低い温度での蒸発量は極めて少量であった。高温における保持時間3600秒という条件に対して、蒸発による試料の重量減少は、1123kで0.5%、1673kで8.2%であった。カドミウムは、試料を1173k以上に昇温させた場合に100%放出された。一方、銀は1473k以下の温度では全く放出されなかった。試験条件の範囲においては、この合金の構成元素のうちで最も蒸発性の高いのはカドミウムであり、低いのは銀であることが確かめられた。試験結果は、元素の放出速度と全放出量の時間依存性が強いことを示した。