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多田 健一; 崎野 孝夫*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
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課題の一つである。この燃料デブリの臨界安全解析に燃焼度クレジットを適用することが望まれている。原子力機構では使用済み燃料の核種組成の参照解を与える燃焼計算コードとしてSWAT4.0を開発している。このSWAT4.0を用いた使用済み燃料の核種組成が燃焼度クレジットに適用できるかどうかを検証した。本研究では、福島第二原子力発電所の一号機(2F1ZN2及び2F1ZN3)と二号機(2F2DN23)で取得された照射後試験解析の測定結果とSWAT4.0の解析結果を比較した。解析結果と測定結果を比較したところ、SWAT4.0で得られた核種組成は測定結果とよく一致することを確認した。また、SWAT4.0の核種組成の予測精度が臨界性に与える影響を評価したところ、U-235, Pu-239, Pu-241及びSm-149の差異が臨界性に与える影響が大きいことが分かった。しかし、核種組成の予測精度が臨界性に与える影響は3%以下と小さいことから、SWAT4.0を燃料デブリの燃焼度クレジットの評価への適用が期待できることが分かった。
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:2.15MBJAEA-Research-2017-021(errata).pdf:0.13MB
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
8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。
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：3 パーセンタイル：30.05(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、
U, 
Np, 
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、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。
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。
多田 健一; 須山 賢也
no journal, ,
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。
渡邉 友章; 菊地 丈夫; 外池 幸太郎; 須山 賢也
no journal, ,
燃焼計算コードの妥当性確認に必要な照射後試験データの拡充のため、大飯発電所4号機で先行照射された1717型高燃焼度燃料(約53GWd/t)から得られた9試料について、ペレット中の核種組成測定を実施した。SWAT4.0を用いた燃焼計算を行い、測定結果と比較した。
渡邉 友章; 菊地 丈夫; 糟谷 優太*; 野村 拓朗*; 須山 賢也
no journal, ,
原子力機構では使用済燃料の核種組成等の評価のための燃焼計算コードシステムSWAT4を開発・整備している。これまでSWAT4の妥当性確認等のため、JENDL-4.0断面積データを用いて様々な照射後試験(PIE)解析が実施されてきた。本研究では、新たに公開されたJENDL-5断面積データを用いて過去に実施されたPIE解析を実施し、JENDL-5に変更したことによる解析結果の変化や、対象とするPIEデータの炉系や燃料タイプによる結果の差異を確認した。解析の結果、JENDL-5による核種組成のC/E値は炉系や燃料タイプによる大きな傾向の違いは見られず、どの炉系・燃料タイプの結果も概ねJENDL-5とJENDL-4.0で同程度の解析精度となることが分かった。また、JENDL-4.0からJENDL-5への断面積の更新によるC/E値への影響として、Pu-238、Am-241及びCs-133の捕獲断面積等の更新によりPu-238やAm-241、Cs-134等のC/E値に有意な変化が見られたが、炉系や燃料タイプによる大きな傾向の違いはなかった。また、測定値との差異の改善の有無についてはPIEサンプルに大きく依存する結果となった。
