報告書番号

T03059

タイトル（和文）

軽水炉の次世代高燃焼度化燃料における詳細な中性子共鳴吸収処理の核反応特性解析への適用

タイトル（英文）

The applicability of detailed process for neutron resonance absorption to neutronics analyses in LWR next generation fuels to extend burnup

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

軽水炉の次世代の高燃焼度UOXおよびMOX燃料について、微細なエネルギー群構造の核データライブラリと中性子とU, Pu核種の衝突確率に基づく2次元の詳細な共鳴処理法を用いた核反応特性解析を行った。共鳴に関係するデータと補正を含む近似式による簡便な共鳴処理法を用いた核反応特性解析と比較し、詳細な共鳴処理を必要とする解析範囲を明らかにした。燃料棒セルの無限中性子増倍率については、両処理による差は燃焼初期(0.5%程度)から燃焼度とともに減少し、高燃焼時に有意な差とはならなかった。燃料棒の核種組成については、共鳴処理により244Cm中性子吸収率に差が生じるため、Cm同位体の濃度に差(5-30%)があったが、他の主要なアクチニド核種の濃度の差(5%以内)は小さかった。使用済み燃料内の中性子発生率の評価には詳細な処理を用いた解析を参照すべきである。燃料集合体内の燃料棒出力分布については、燃焼初期で､鳴処理による差(0.5%以下)は小さく、安全評価に重要な出力ピーク比にも差違はなく、簡便な共鳴処理を用いた解析でも充分である。燃料ペレット内の出力密度の分布については、共鳴処理によりペレット外周部で238Uの中性子吸収率に差が生じるため、出力密度の差は燃焼度とともに拡大した。高燃焼時の燃料棒挙動の評価には詳細な共鳴処理を用いた解析が必要である。

概要 （英文）

Neutronics analyses with detail processing for neutron resonance absorption in LWR next generation UOX and MOX fuels to extend burnup were performed based on the neuronic transport and burnup calculation. In the detailed processing, ultra-fine energy nuclear library and collision probabilities between neutron and U, Pu nuclides (actinide nuclides) are utilized for two-dimension geometry. In the usual simple processing (narrow resonance approximation), shielding factors and compensation equations for neutron resonance absorption are utilized. The results with detailed and simple processing were compared to clarify where the detailed processing is needed. The two processing caused difference of neutron multiplication factor by 0.5% at the beginning of irradiation, while the difference became smaller as burnup increased and was not significant at high burnup. The nuclide compositions of the fuel rods for main actinide nuclides were little different besides Cm isotopes by the two processing, since the neutron absorption rate of 244Cm became different. The detail processing is needed to evaluate the neutron emission rate in spent fuels. In the fuel assemblies, the distributions of rod power rates were not different within 0.5%, and the peak rates of fuel rod were almost the same by the two processing at the beginning of irradiation when the peak rate is the largest during the irradiation. The simple processing is also satisfied for safety evaluation based on the peak rate of rod power. The difference of local power densities in fuel pellets became larger as burnup increased, since the neutron absorption rate of 238U in the peripheral region of pellets were significantly different by the two processing. The detail processing is needed to evaluate the fuel behaviour at high burnup.

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