電力中央研究所

報告書「電力中央研究所報告」は当研究所の研究成果を取りまとめた刊行物として、昭和28年より発行されております。 一部の報告書はPDF形式で全文をダウンロードすることができます。

※ PDFのファイルサイズが大きい場合には、ダウンロードに時間がかかる場合がございます。 ダウンロードは1回のクリックで開始しますので、ダウンロードが完了するまで、複数回のクリックはなさらないようご注意願います。

電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

L10017

タイトル(和文)

米国アイダホ研の乾式貯蔵使用済燃料の長期健全性評価 -金属キャスクのカバーガス分析評価-

タイトル(英文)

Evaluation of long-term integrity of spent fuels stored in Idaho National Laboratory -Cover gas sampling inside metal cask and its analysis-

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

米国アイダホ国立研究所(INL)では、サリー発電所から取り出された使用済PWR燃料集合体21体を金属キャスクCASTOR-V/21に装荷し、1985年から乾式貯蔵をしている。1985年にCASTOR-V/21に実施された性能試験後、INLではCASTOR-V/21に貯蔵されている使用済燃料集合体の健全性を確認するために、定期的にカバーガスの採取と、質量分析およびガンマ線計測によるカバーガス分析を実施している。本研究では過去に実施されたカバーガスの分析データ、ガス採取とその分析方法の調査の実施、および1985年以来CASTOR-V/21に装荷されている使用済燃料の健全性を、ガス採取データのKr-85とORIGEN計算で求まる量との比較で評価し、使用済燃料に破損が無いことを示している。さらに、使用済燃料棒1本から1%のkr-85が漏洩した場合には、Kr-85のガンマ線計測は2050年まで検出可能であることを示している。また、Xe-136/Xe-134、Xe/KrおよびXe-136/Xe-131生成量比を利用することで、破損燃料の燃焼度、初期濃縮度等の特徴を予想する方法が検討され、破損燃料の特定方法が提案されている。

概要 (英文)

The Idaho National Laboratory (INL) in USA is managing the CASTOR-V/21 metal cask which has stored 21 PWR spent fuel assemblies discharged from Surry nuclear power plant since 1985. After cask performance test carried out on CASTR-V/21 in 1985, INL has often made gas sampling and analysis on cover gas taken from inside CASTOR-V/21 to confirm spent fuel integrity using mass spectra and gamma detection techniques. In this study, gas sample data obtained in the past gas sampling activities, gas sampling procedure and its analysis techniques applied to CASTOR-V/21 are reviewed and the integrity of spent fuels stored in CASTOR-V/21 since 1985 is evaluated by comparing 85Kr gamma ray in the gas sample data with those of ORIGEN calculation and the results show that the spent fuels stored in CASTOR-V/21 have no defect. Additionally, it is shown that the 85Kr gamma ray measurement technique is available to apply to detection of a defected fuel with 1% leak amount of Kr gas produced during irradiation till 2050. The estimation method for characteristics such as burn-up and initial enrichment on defected fuels, using the ratio of nuclide composition, 136Xe/134Xe, Xe/Kr and 136Xe/131Xe, is also investigated and proposed to specify the defected fuels in the cask.

報告書年度

2010

発行年月

2011/07

報告者

担当氏名所属

笹原 昭博

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

三枝 利有

地球工学研究所

キーワード

和文英文
乾式貯蔵 Dry storage
金属キャスク Metal cask
カバーガス採取 Cove gas sampling
使用済燃料 Spent fuel
燃料健全性 Fuel integrity
Copyright (C) Central Research Institute of Electric Power Industry