報告書番号

EX24008

タイトル（和文）

国内PWR高燃焼度燃料の乾式貯蔵キャスクに対する燃焼度クレジット適用時の便益評価

タイトル（英文）

Benefit of Burnup Credit Implementation into Dry Storage Cask Design for Domestic High Burnup PWR Fuel

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

背景
　国内では原子力発電所の再稼働が進み、使用済燃料プール/ピットの空き容量が逼迫しつつある発電所がある。その対策として、使用済燃料を乾式貯蔵キャスク(以下、キャスク)に装荷して保管する乾式中間貯蔵が実施または計画されている。
　国内のキャスクの臨界安全設計では、使用済燃料であるにも関わらず、燃料集合体が燃焼期間を通じた最大の反応度を有しているという最も保守的な条件が用いられている。これは燃料集合体の装荷密度の低下や、中性子吸収材の過剰な装荷につながる。一方で、国外では、燃焼度クレジット(注1) (以下、BUC)を適用した合理的な設計が志向されている。
　現在国内で広く用いられているPWR高燃焼度燃料(注2)は、使用前後の反応度差が大きく、BUC適用により得られる便益が大きいと考えられるため、PWR高燃焼度燃料用のキャスクの設計が本格化する前にBUC適用による便益を定量的に把握することが望まれる。

目的
　国内のPWR高燃焼度燃料を対象に、キャスクに装荷可能となる使用済燃料の燃焼度範囲を評価し、臨界安全設計にBUCを適用した際の便益を評価する。

主な成果
1.BUCを適用した場合にキャスクに装荷可能となる使用済燃料の燃焼度範囲の評価
　国内の燃料仕様に基づくPWR17×17型高燃焼度燃料を対象に、最新の知見を用いて使用済燃料の様々な燃焼度における詳細な核種組成を作成した。作成した核種組成を用いて、BUCを適用した際の評価に求められる全て同じ燃焼度の使用済燃料をキャスクに装荷した条件で、実効増倍率(注3)を計算した(図1)。その結果、図1に示した解析条件では、臨界安全判定基準として設定した実効増倍率0.95を下回るには、取り出し燃焼度が38 GWd/t以上である必要があることがわかった。実際のPWRで照射された使用済燃料の取り出し燃焼度の頻度分布では、38 GWd/t以上の燃焼度を有する使用済燃料の割合は99.4%であり、ほぼ全ての使用済燃料がこの設計のキャスクに装荷可能である。
2. キャスクの臨界安全設計にBUCを適用した際の便益の評価
　BUCを適用しない従来の最大反応度条件、すなわち燃焼度0 GWd/tの未照射燃料をキャスクに装荷する場合を想定した条件で、キャスク内に設置されるバスケットの間隔に対する実効増倍率の感度解析を実施した(図2)。主な成果1で示したように、BUCを適用することで38 GWd/t以上の燃焼度の燃料をバスケット間隔が約23.8 cmのGBC-32キャスクに装荷可能であるが、最大反応度条件ではバスケット間隔が31 cm必要となることがわかる。このことから、BUCを適用することによる便益として、単位面積当たりの燃料装荷密度を約70%向上させることができることが明らかになった。

概要 （英文）

In Japan, burnup credit has never been applied to the criticality safety design of dry storage casks for PWR fuels. We evaluated the benefit obtained by burnup credit implementation into dry storage cask design for high burnup PWR fuels. Nuclide compositions of PWR 17x17 fuel assemblies were calculated with a burnup calculation code using an axial burnup distribution and an axial moderator density distribution. In depletion calculations, two-dimensional single-assembly geometry was applied, and two types of fuel assemblies, or uranium fuel assembly and gadolinium content uranium fuel assembly, were treated. Criticality calculations in three-dimensional geometry with these compositions of the fuel assemblies loaded into a dual-purpose metal cask were performed using a continuous energy Monte Carlo code. Effective multiplication factors with actinide-only burnup credit exceeded the limit of 0.95 in all burnup ranges. On the other hand, effective multiplication factors with actinide-plus-fission product burnup credit satisfied the limit of 0.95 over 37 GWd/t. When the maximum reactivity condition was applied for the criticality safety design, it was found that the density of loaded fuel assemblies decreased to 59% or 72%, compared to the original cask design. The frequency distribution of effective multiplication factors was evaluated according to the frequency distribution of discharged burnup of spent nuclear fuels irradiated in actual PWRs, and it was found that 0.6% of the spent fuel exceeded an effective multiplication factor of 0.95 and could not be loaded into the casks. When 5% of error is contained in the burnup, the ratio of fuel which cannot be loaded into the casks increases from 0.6% to 4.1%.

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