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報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

論文

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.54(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、$$^{235}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

口頭

SWAT4を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 須山 賢也

no journal, , 

原子力機構が開発している燃焼計算コードSWAT4の計算精度を検証するため、旧原研が実施したBWR燃料を対象とした照射後試験の測定結果とSWAT4の解析結果を比較した。その結果、主要な重核種であるUやPuではC/Eの平均値が1.0に近く、FP核種では平均値や標準偏差が重核種に比べてやや大きくなることを確認した。

口頭

Consequence analysis of postulated criticality in SFP using the randomized model of fuel debris

Simanullang, I.; 山根 祐一; 菊地 丈夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

A postulated criticality event has been studied that occurred in fuel debris produced after the loss of cooling function in a spent fuel pool. The 1/f$$^{beta}$$ spectrum model was applied to deal with the random distribution composition of fuel debris. The results showed that the number of fissions per volume varying from 4.05 $$times$$ 10$$^{18}$$ to 1.6 $$times$$ 10$$^{19}$$.

口頭

Consequence analysis of a postulated nuclear excursion in BWR spent fuel pool using $$1/f^{beta}$$ spectrum model of randomization

Simanullang, I.; 山根 祐一; 菊地 丈夫; 外池 幸太郎

no journal, , 

This study investigated a postulated criticality event that occurred in the fuel debris produced after the loss of the cooling function in a spent fuel pool. The $$1/f^{beta}$$ spectrum model was introduced to overcome this situation considering the difficulties of predicting the random fuel debris distribution. The number of fissions in the first peak power was analyzed using the Nordheim Fuchs model. A total of 100 replicas were considered to investigate the fluctuation of the number of fissions. The results show that the number of fissions per volume varied from 3.78 $$times$$ 10$$^{19}$$ to 1.49 $$times$$ 10$$^{20}$$ (fissions/m$$^{3}$$). Moreover, the distribution of the number of fissions was positively skewed.

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