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
JAEA-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88BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

ORIGEN2.1によるBWR燃料燃焼計算結果に適用する核種組成補正因子の導出

野村 靖; 望月 弘樹*

JAERI-Tech 2002-068, 131 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-068.pdf:5.59MB

通常用いられるORIGEN2.1コードと付属ライブラリー及び原研で開発された最新のライブラリーを用いて、BWR燃料燃焼計算の結果に適用される核種組成補正因子の導出を行い、典型的なBWR使用済燃料棒の輸送あるいは貯蔵設備を模擬した無限配列体系に対して、ORIGEN2.1計算結果をそのまま入力とした場合,補正因子を適用した場合、さらにPIEデータを直接入力とした場合の臨界計算を行い、算出された中性子像倍率を比較検討した。その結果、補正因子を核種組成計算値に適用した場合には、他のいずれの場合よりも中性子像倍率が高く計算され、臨界安全解析上保守側の結果を与えることが確認された。

燃焼度クレジット評価のための等価均一燃焼度及び等価初期濃縮度に関わるデータの整備

野村 靖; 村崎 穣*; 奥野 浩

JAERI-Data/Code 2001-029, 120 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-029.pdf:6.16MB

原研で取得されたPWR使用済燃料照射後分析データをもとに、使用済燃料貯蔵プール及び輸送容器モデル体系を対象に、燃焼度クレジットを考慮した臨界安全性評価に簡便法として用いられる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」を導入・整備した。これらの簡便法は、ORIGEN2.1燃焼計算コードとKENO-Va臨界計算コードにより、使用済燃料中軸方向燃焼度分布やその他の誤差変動要因の影響を考慮しないで、使用済燃料輸送・貯蔵体系の中性子増倍率を簡便に求めるために使用される。「等価均一燃焼度」は、これを用いた簡便な解析結果と、核種組成実測値を用いて軸方向燃焼度分布を考慮し燃焼履歴等の影響を保守側に見積もった臨界解析結果が、反応度等価になるように設定した。一方、「等価初期濃縮度」は、同じく核種組成実測値を用いて詳細な条件設定による保守側の解析結果と反応度等価になるように、新燃料の仮定により臨界解析する場合の初期濃縮度として設定した。

Measurement of criticality properties of a BWR spent fuel assembly

須崎 武則; 須山 賢也; 金子 俊幸*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 4, p.1386 - 1393, 1999/00

軽水炉使用済燃料の臨界性評価手法の検証に必要な実験データを取得するため、集合体平均初期濃縮度3%、燃焼度33.4GWd/t、冷却時間6年の88型BWR使用済燃料集合体を用いて指数実験を行い、集合体軸方向の指数減衰定数を軸方向約10か所で測定した。解析計算では、まず、初期組成と燃焼履歴を用いた燃焼計算の結果に対して破壊測定結果を参照した補正をほどこすことにより、集合体軸方向の組成分布を求めた。次いでこの組成分布を用いて、固定中性子源を有する体系に関する3次元拡散計算を行い、測定値に対応した軸方向指数減衰定数を求めた。測定値と計算値は全ケースについて3%以下の差で一致し、核データライブラリJENDL3.2を用いた上記計算手法の妥当性と燃焼度クレジットへの適用可能性が示された。

統合化燃焼計算コードシステムSWAT

須山 賢也; 岩崎 智彦*; 平川 直弘*

JAERI-Data/Code 97-047, 128 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-047.pdf:3.06MB

SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された総合燃焼計算コードシステムである。国内における標準的熱炉解析コードSRACと、世界的に広く使用されている燃焼計算コードORIGEN2をコントロールすることで、照射環境に依存した中性子スペクトルをもちいて燃焼解析を行うことが可能である。SWATは、SRACの計算結果にもとづいて実効断面積ライブラリを作成し、そのライブラリを使用してORIGEN2による燃焼計算を行う。SRACとORIGEN2は、外部モジュールとして呼び出されることが可能である。さらに、SWATはJENDL-3.2から作成した独自の断面積ライブラリとJNDC Fission Products Library第2反より作成した崩壊及び核分裂収率ライブラリを有している。これらのライブラリを使用することで、計算者は、SRACによって求められた実効断面積以外にも、SWATによる計算において現在の最新データを使用することが可能である。また、SWATの出力ファイルを使用すれば、ORIGEN2用のライブラリを作成することも可能である。

PWR使用済燃料の燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析; 軸方向燃焼度分布の効果

野尻 一郎; 深作 泰宏*

PNC TN8410 96-398, 91 Pages, 1996/08

PNC-TN8410-96-398.pdf:6.08MB

核燃料サイクル施設の臨界安全性の評価では、従来は核燃料の燃焼に伴って生じる反応度の低下を無視し、初期燃料組成を用いて解析を実施している。しかし、この方法では必要以上の安全裕度を見込むこともあり、施設の建設等において費用の高騰をもたらすこともある。経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、国際的に施設の設計及び建設時の費用低減要求が高まってきている背景を踏まえて、燃焼度クレジット評価への従来の臨界安全解析コードの適用性を検討するため、臨界ベンチマーク解析を実施している。本資料では、OECD/NEA燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析のPhase2として提案されたPWR使用済燃料を対象とした軸方向燃焼度分布の効果の計算結果について報告する。計算には、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)において開発されたSCALE4を使用した。Phase2は、PWR使用済燃料ピンの無限配列体系(Phase2-A)及び使用済燃料輸送キャスク体系(Phase2-B)について、初期燃料組成及び使用済燃料組成における中性子増倍率を計算し、FP核種、軸方向燃焼度分布等の効果を検討するために設定された課題である。計算の結果、Phase2-A及び2-Bいずれも燃焼度が30GWd/MTUを超える使用済燃料組成では、軸方向の燃料度分布を考慮した体系が中性子増倍率を高く評価する傾向があることが示された。また、Phase2-Aの課題を用いて複数燃料領域の体系を評価するためのSCALE4の3つの計算手順の比較を行い、いずれの計算手順を用いてもほぼ等しい計算結果が得られることを確認した。