報告書番号

L10016

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- (2)BWR燃料に関する核的シミュレーション -

タイトル（英文）

Increment of capacity of casks for LWR spent fuel transport- (2) Simulation of neutron transport in BWR fuel assembly-

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

軽水中に保管されたBWR燃料集合体の内外での中性子の増倍と輸送を、燃料棒単位の詳細核種組成を考慮して計算した。その結果、BWR燃料集合体からの中性子漏洩率が燃焼度に対して大きくは変化しないことがわかった。この傾向はPWRウラン標準燃料と同様である。燃焼度が未知の燃料集合体に対し、漏洩中性子数を測定すれば、この一律の漏洩率を用い全中性子発生数が得られる。同数は燃焼度の良い指標であり、これを燃焼度クレジット導入の際の燃焼度確証に利用することが出来る。

概要 （英文）

Numerical simulations of neutron multiplication and transport inside / outside a BWR fuel assembly stored in light water pool were conducted taking account of pin-wised nuclide composition. As the results, neutron leakage ratio from the assembly is found insensitive to the burn-up of the fuel as well as a PWR UO2 fuel assembly. With the ratio, we can evaluate total neutron yield in the assembly by counting number of neutron absorption outside the assembly. Since the total neutron yield is a good indicator of burn-up of fuel, we can confirm the declared burn-up of a fuel assembly and take burn-up credit to its storage and transports.

報告者

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