報告書番号

T01041

タイトル（和文）

軽水炉燃料の中性子共鳴吸収を厳密に処理する機能をもつ燃焼解析システムの開発と検証

タイトル（英文）

Development of the burnup analysis system with the function of dealing rigorously with neutron resonance absorption for light water reactor fuels and its verification

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

中性子エネルギーによりウランおよびプルトニウムの中性子吸収率が複雑に変化する現象(中性子共鳴吸収)を厳密に処理するため、超詳細エネルギー群ライブラリと中性子の衝突確率に基づく手法を用いた軽水炉燃料用の燃焼解析システムを開発した。本システムにより、燃料棒内の核特性(出力密度、局所燃焼度、核種濃度)の分布を正確に計算し、(U,Gd)OX燃料棒内のリム効果、MOX燃料棒内の出力密度の変動を解析することが可能になった。(U,Gd)OX燃料棒の照射後試験、MOX燃料とUOX燃料からなる臨界炉物理試験の各測定値との比較により、本システムによる計算精度を確認した。これらの検証から、本システムは商用軽水炉の燃料棒の燃焼解析に適用できると考えられる。

概要 （英文）

The burnup analysis system for light water reactor (LWR) fuels with the function of dealing rigorously with neutron resonance absorption has been developed by the ultra-fine energy group library and collision probability method. The system has capability of calculating the radial or circumferential distribution of power density, local burnup and nuclide concentration in the fuel rods. With the system, both the rim effect in (U,Gd)OX fuels and the circumferential power changes in MOX fuels can be analyzed. The calculation values were compared with the experiment values for (U,Gd)OX fuel by the post-irradiation examinations and for MOX fuels by the critical reactor physics tests, which confirmed the calculation values were significantly accurate. Accordingly, the system should be applicable to the burnup analyses of commercial LWR fuel rods.

報告者

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