報告書番号

L16002

タイトル（和文）

使用済燃料の燃焼度評価技術の開発 -FPガンマ線計測による燃焼度指標測定の数値シミュレーション-

タイトル（英文）

Development of burnup confirmation technique for spent fuel -Numerical simulation on measurement of burnup indicator by FP gamma-ray measurement-

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

「背景」
燃焼度クレジットの適用や炉管理データの信頼性向上、受払間差異の低減などには、使用済燃料の燃焼度を実測に基づいて把握することが有益である。この際、特定の核分裂生成物(FP)核種の放射能比などに代表される燃焼度の指標となる量(以下、燃焼度指標(Burnup Indicator, BI))を測定し、対象とする燃料集合体の平均燃焼度を評価する。
当所では、燃料棒から切り出された燃料試料を用いて、FPガンマ線スペクトル測定によるBIの測定実験を実施し、各BIの長所や短所、精度などを検討してきた。しかし、評価すべき燃焼度は集合体単位であるため、実際には燃料集合体に対するBIの測定が必要となる。このBIの測定値は、燃料タイプや炉型、測定体系や燃料装荷履歴などに影響される。これらの中でも、燃料装荷履歴は、炉内で隣接する集合体が対象集合体内の燃料棒燃焼度の分布に影響を与えるため、BIの測定値に影響が大きいと考えられる。
「目的」
炉心内での燃料装荷条件が燃焼度評価に及ぼす影響を評価する。
「主な成果」
典型的なPWR平衡炉心の燃料装荷条件を考慮した燃料棒単位の核種組成分布を作成し、その分布を用いて燃料集合体に対する各BIの測定を模擬した。
(1) 燃焼計算コードMVP-BURNを用いて、中心に対象集合体、その周囲に8体の隣接集合体を配置した2次元の3×3 集合体モデルで燃焼計算を実施し、燃料棒単位の燃焼度及び核種組成の分布を評価した。この際に考慮した3×3集合体モデルは39通りあり、これで炉内の集合体装荷条件が全て網羅されている。この計算により、周囲の集合体を考慮しない単一集合体燃焼計算よりも現実的な燃料棒燃焼度の分布を評価した結果(図1に評価例を示す)、特に第1サイクル終了時には燃料棒燃焼度の相対標準偏差が4%(単一集合体燃焼計算)から最大で26%(3×3集合体燃焼計算)まで拡大することを明らかにした。
(2) 粒子輸送計算コードPHITSを用いて、燃料集合体に対するBIの測定に適した体系を設計し(図2)、検出器で得られる測定値に対する各燃料棒の寄与割合を評価した。これと(1)で得られた分布により、各BIの測定を模擬して測定値を評価し(図3)、集合体と検出器位置によるばらつきを評価した(図4)。各BIが燃焼度に対して比例すると仮定した場合、使用済燃料輸送キャスクでは3, 4サイクル終了時の燃料集合体を対象とするため、いずれのBIでも1検出器による測定で燃焼度を6%以内の精度で評価可能であることがわかった。また、1検出器での測定では低燃焼度で誤差が大きくなるが、4検出器で測定することにより、全ての各サイクル終了時点の燃料に対して6%以内の精度で燃焼度を評価可能となることも明らかとなった。

概要 （英文）

Numerical simulation on measurement of burnup indicator in assembly-wise geometry was carried out for burnup credit application. Variation of measured value of burnup indicator was evaluated for asymmetric burnup distribution inside a fuel assembly caused by loading patterns. Depletion calculation in multi assembly geometry, considering loading pattern in a typical PWR equilibrium core, was carried out by the MVP-BURN code, and pin-wise distribution of burnup and nuclide composition in the fuel assembly were evaluated to obtain pin-by-pin distribution of photon source. All types of fuel assembly in the equilibrium core were evaluated. Photon transport calculation was also performed by the PHITS code to design measurement system of burnup indicators, 137Cs activity, 134Cs/137Cs activity ratio, 154Eu/137Cs activity ratio, and 106Ru/144Ce activity ratio in assembly-wise geometry and detector response function was calculated for each fuel pin in fuel assembly. As a result, each burnup indicator varied within 6% relative standard deviation for fuel assembly discharged in 4th-cycle even by measurement from single direction of assembly and it is possible to estimate burnup of a target assembly within 6% accuracy by any burnup indicator. By measurement from 4 symmetric directions, variety of measured burnup indicator was decreased for fuel discharged in any cycle, and burnup could be estimated in 6% accuracy for fuel assembly in any cycle by any burnup indicator.

報告者

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