報告書番号

L09005

タイトル（和文）

使用済燃料輸送キャスク内の収納体数増加手法の検討－(１)燃焼度クレジット適用のための詳細なPWR燃料組成分布を用いた解析 -

タイトル（英文）

Increment of capacity of casks for PWR spent fuel transport-(1) Analysis taking into account pin-wised distribution of nuclides for introduction of Burn-Up credit -

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

燃料輸送において燃焼度クレジットをとることを目指し、PWR使用済燃料の燃焼による反応度低下を確証法を数値計算により検討した。国内で商用炉設計に使用されている最新コードを用い、典型的なPWR燃料の集合体内核種組成の三次元詳細分布を得た。この詳細分布を考慮し、軽水中に保管された燃料集合体内外部の中性子、γ線の生成と輸送を連続エネルギーモンテカルロ法で評価した。この結果、2つの確証法が有望であることがわかった。
①照射燃料に252Cf中性子源を挿入し、集合体外部で吸収される中性子数を測定する。今回の分析で、中性子生成量に対する燃料集合体外部での中性子吸収率、漏洩率が集合体燃焼度に依存しないことがわかったので、集合体外部での中性子吸収率から集合体内部の全中性子発生率が計測評価できる。これにより集合体の未臨界増倍率がわかるので、未臨界増倍率により燃焼による反応度低下を確証できる。
②照射燃料に点状Sb-Be中性子源を挿入した場合、集合体の鉛直方向中心付近での中性子束の指数関数的減衰量を示すγ値が集合体の燃焼度をよくあらわす量であること、これにより、現推量の測定値により燃焼による反応度低下を確証できる。

概要 （英文）

Subcriticality of a fuel assembly immersed in light water is studied to take burn-up credit for spent fuel transport. For the purpose, pin-wised nuclide density distribution in a typical PWR spent fuel assembly is evaluated with a code used for designing of fuel loading patterns in commercial PWRs. Taking the heterogeneous distribution into account, multiplication and radiation of neutrons inside / outside the assembly is analyzed with MCNP-5, SOURCES-4C. As the results, neutron leakage ratio to water surrounding the assembly is found to vary little with burn-up of the assembly so that total neutron yield can be estimated by measuring neutron absorption in the water. Provided 252Cf of known intensity is inserted to the assembly, the subcritical multiplication factor ksub is evaluated by the number of neutron absorption. If not 252Cf but Sb-Be is only available, it is recommended to measure spatial decay constant in middle height of the assembly with it by the exponential method. The axial buckling which is the square of the constant is found to be a good indicator for burn-up of the assembly.

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