JP2023031564A - 使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法および使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置 - Google Patents

使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法および使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置 Download PDF

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Abstract

Figure 2023031564000001
【課題】既存設備で使用済みＭＯＸ燃料の臨界安全管理を合理的に行う。
【解決手段】実施形態によれば、使用済みＭＯＸ燃料集合体の臨界管理方法は、臨界安全評価ステップＳ１００と臨界安全管理ステップＳ２００を有する。ステップＳ１００は、ＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率の対燃焼度特性を得るステップＳ１０、使用済みＭＯＸ燃料集合体の燃焼度を得るステップＳ２０、ＭＯＸ燃料集合体と共通の仕様のＵ燃料集合体の無限増倍率の対燃焼度特性を得るステップＳ３０、ＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率の対燃焼度特性とその燃焼度から無限増倍率を得るステップＳ４１、使用済みＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率からＵ燃料集合体の等価残留ウラン濃縮度を得るステップＳ５０を有する。ステップＳ２００では、Ｕ燃料集合体の等価残留ウラン濃縮度に基づく使用済みＵ燃料集合体の臨界安全管理を使用済みＭＯＸ燃料集合体に適用する。
【選択図】図１

Description

本発明の実施形態は、使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法および使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置に関する。
従来の軽水炉では、燃料として、ウラン酸化物（ＵＯ２）を用いたウラン燃料が用いられてきた。ウラン燃料を軽水炉で燃焼させた使用済み燃料（使用済みウラン燃料）は再処理工場に送られ、燃え残ったウランや燃料中に生成したプルトニウムが抽出され、新たに混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）のために再利用される。
ウラン燃料には、初期には多くの核分裂性のウラン２３５が含まれる。初期に全ウラン中に含まれるウラン２３５の含有率は初期濃縮度と呼ばれ、燃料集合体平均で３～４％程度である。使用済みウラン燃料におけるウラン２３５の濃縮度は、ウランの核分裂による減損により１～２％程度までに減少している。しかしながら、使用済みウラン燃料にもまだ核分裂の能力が残っており、使用済み燃料再処理工場においては、使用済みウラン燃料が「臨界」とならないように、臨界安全管理を行う必要がある。
ここで、臨界安全管理とは、核燃料物質が誤って臨界になることがないように管理することである。すなわち、核燃料物質は所定の物理的条件を満たすと臨界になり、大事故に至る可能性があるので、そのような条件にならないように管理する。具体的な管理方法として、質量管理、形状・寸法管理、濃度管理、減速材管理などを行う。
臨界安全管理を行う上では、対象とするたとえば燃料集合体の中に残存する核分裂性物質の量を評価して把握する臨界安全評価が重要である。以下では、「臨界安全評価」と「臨界安全管理」を総称して「臨界管理」と総称することとする。
臨界安全評価において、核燃料物質の残存量の想定として最も保守的な方法は、「新燃料仮定」と呼ばれる方法である。この方法では、使用済み燃料が燃焼していない、すなわち核分裂性物質が減少していないものと仮定する。この条件の下で、使用済み燃料の配置や核分裂を抑制する中性子吸収材の配置を決める等の臨界安全管理を行う。したがって、コストは上昇する。
そこで、コスト上昇を抑えるために、燃料の燃焼に伴い使用済み燃料の反応度が低下することを考慮して、臨界安全評価を行う「燃焼度クレジット」と呼ばれる合理的な方法が提案されている。
燃焼度クレジットを採用するためには、燃料の燃焼度を把握する必要がある。そのために、使用済み燃料からのγ線の測定や中性子の測定を行い、その測定結果に基づいて燃料の燃焼度を非破壊で評価する手法および装置が知られている。
核燃料についての臨界になりやすさの指標として、中性子増倍率ｋが用いられる。中性子増倍率ｋは（中性子の生成）／（中性子の消滅）で定義され、評価対象とする燃料集合体が無限に配置されていると仮定した場合の中性子増倍率ｋは無限増倍率ｋ∞として知られている。
ウラン燃料集合体の燃焼に伴い、ウランの濃縮度が低下し、この無限増倍率ｋ∞が減少することによって、臨界になりにくくなる。従来の使用済みウラン燃料の再処理工場では、無限増倍率ｋ∞が一定値以上に低下している、すなわち、燃料がある燃焼度（制限燃焼度）以上に燃焼していることを受け入れ条件とする受け入れ制限を設けている。制限燃焼度に対応するウラン濃縮度（残留濃縮度）に基づいて、臨界安全設計を行っている。これは残留濃縮度管理と呼ばれる。残留ウラン濃縮度については、γ線や中性子測定を用いて燃焼度を評価し、得られた燃焼度から残留濃縮度を算出している。
一方、今後、ＭＯＸ燃料の利用が進むと、ＭＯＸ燃料の使用済み燃料が発生する。ＭＯＸ燃料の使用済み燃料も、ウラン燃料の使用済み燃料と同様に、再処理工場において、燃焼度クレジットを考慮した合理的な臨界安全管理を行うために、残留濃縮度管理を行う必要がある。ＭＯＸ燃料の燃焼度評価方法についてはこれまでも知られている。
特許第３６５１７１６号公報 特許第３６２８１１１号公報 特公平０４－０２６７１８号公報 特許第５７５２４６７号公報
ＭＯＸ燃料の場合は、ウランではなくプルトニウムが核分裂性物質である。プルトニウムには、核分裂性の同位体であるＰｕ２３９やＰｕ２４１の他に核分裂を起こしにくいＰｕ２４０やＰｕ２４２も含まれる。ＭＯＸ燃料の新燃料中のＰｕ同位体組成にはある程度ばらつきがある。これは、使用済みウラン燃料の運転履歴により、生成されるＰｕ同位体組成がばらつくことによる。例えば、より高燃焼度のウラン燃料は、低燃焼度のウラン燃料より全Ｐｕ同位体中のＰｕ２４０やＰｕ２４２の割合が大きいことが知られている。また、ＭＯＸ燃料の製造時は、反応度のばらつきを抑えるために、Ｐｕ中の核分裂性同位体（Ｐｕ２３９とＰｕ２４１）を保存するように燃料中に全Ｐｕ同位体が含まれる量（プルトニウム初期富化度）が調整される。これは「反応度補償設計」と呼ばれる。この結果、Ｐｕ２４０やＰｕ２４２の核分裂性でないＰｕの割合のばらつきはさらに増加する。
また、ＭＯＸ燃料とウラン燃料は燃焼に伴う無限増倍率の変化が異なり、単純に燃焼したＭＯＸ燃料に含まれるプルトニウムの量を残留富化度として、残留ウラン濃縮度に置き換えて臨界安全管理を行うことは困難である。
さらに、残留富化度に基づき、新たな臨界安全設計を行うことは、設備や設計の変更が伴い、コスト上昇につながるという課題がある。
ＭＯＸ燃料などの初期にプルトニウムを含む使用済み燃料の取り扱い施設の臨界安全管理に燃焼度クレジットを取り入れる際には、設備更新等のコストの上昇を抑制するための合理的な臨界安全管理方法が望ましい。
本発明が解決しようとする課題は、使用済み混合酸化物燃料の臨界安全管理を、既存設備を用いて合理的に行う方法を提供することである。
実施形態によれば、使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法は、混合酸化物燃料を有する混合酸化物燃料集合体が原子炉内で燃焼した後の使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界管理方法であって、前記混合酸化物燃料集合体の臨界安全評価を行う臨界安全評価ステップと、前記臨界安全評価ステップの結果を用いて前記使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界安全管理を行う燃料集合体臨界安全管理ステップと、を有し、前記臨界安全評価ステップは、前記混合酸化物燃料集合体の前記原子炉内での燃焼特性を評価し、当該混合酸化物燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を算出するＭＯＸ燃料燃焼特性評価ステップと、前記使用済み混合酸化物燃料集合体の燃焼度を得る対象集合体燃焼度取得ステップと、前記混合酸化物燃料集合体と共通の仕様を有するウラン燃料集合体について原子炉内での燃焼特性を評価し、当該ウラン燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を算出するウラン燃料燃焼特性評価ステップと、前記ＭＯＸ燃料燃焼特性評価ステップで得られた前記混合酸化物燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性と、前記対象集合体燃焼度取得ステップで得られた前記使用済み混合酸化物燃料集合体の燃焼度とに基づいて、前記使用済み混合酸化物燃料集合体の無限増倍率を導出するＭＯＸ燃料無限増倍率導出ステップと、前記使用済み混合酸化物燃料集合体の無限増倍率に基づいて前記ウラン燃料集合体の等価残留ウラン濃縮度を導出するウラン燃料等価条件導出ステップと、を有し、前記燃料集合体臨界安全管理ステップにおいては、前記ウラン燃料集合体の等価残留ウラン濃縮度に基づく使用済みウラン燃料集合体の臨界安全管理を、前記使用済み混合酸化物燃料集合体に適用する、ことを特徴とする。
第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順を示すフロー図である。 第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置の構成を示すブロック図である。 第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の対象となるＭＯＸ燃料集合体の例を示す横断面図である。 第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法におけるＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率の燃焼度依存特性の算出ステップで得られる特性の例を示すグラフである。 第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法における燃焼度評価のための測定を説明するブロック図である。 第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法で用いるウラン燃料集合体の例を示す横断面図である。 第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法におけるウラン燃料集合体の無限増倍率の燃焼度依存特性の算出ステップで得られる残留ウラン濃縮度の燃焼度への依存特性の例を示すグラフである。 第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順を説明するグラフである。 第２の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法において用いるモデルバンドルの例を示す横断面図である。 第３の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順を示すフロー図である。
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法および使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順を示すフロー図である。
使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法は、臨界安全評価ステップＳ１００と、燃料集合体臨界安全管理ステップＳ２００を有する。
臨界安全評価ステップＳ１００は、混合酸化物燃料集合体（以下、「ＭＯＸ燃料集合体」）の燃焼特性評価を行うステップＳ１０、使用済みＭＯＸ燃料集合体の燃焼度を取得するステップＳ２０、ステップＳ１０とステップＳ２０の結果に基づいて使用済みＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率を導出するステップＳ３０、ウラン燃料集合体（以下、「Ｕ燃料集合体」）の燃焼特性評価を行うステップＳ４０、および、ステップＳ３０とステップＳ４０の結果に基づいて使用済みウラン燃料（使用済みＵ燃料）等価条件を導出するステップＳ５０を有する。
図２は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置１００の構成を示すブロック図である。使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置１００は、使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の臨界安全評価ステップＳ１００に対応する装置である。使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置１００は、入力部１１０、記憶部１２０、演算部１３０、および出力部１４０を備える。ここで、使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置１００は、計算機システムでもよいし、あるいは、ＰＣ、モニタ、制御盤等の複数の装置を組み合わせて構成してもよい。
入力部１１０は、対象とするＭＯＸ燃料集合体の仕様、対象とするＭＯＸ燃料集合体に対応するものとして想定されたＵ燃料集合体の仕様、原子炉内での運転履歴、燃焼計算に用いられる核定数等の演算用データなどの外部入力を受け入れる。
記憶部１２０は、入力部１１０が外部入力として受け入れたＭＯＸ燃料集合体の仕様、Ｕ燃料集合体の仕様、原子炉内での運転履歴、燃焼計算に用いられる核定数等の演算用データをそれぞれ記憶するＭＯＸ燃料集合体仕様記憶部１２１、Ｕ燃料集合体仕様記憶部１２２、運転履歴記憶部１２３、および演算用データ記憶部１２４を有する。また、記憶部１２０は、演算部１３０による各演算結果を記憶する演算結果記憶部１２５を有する。
演算部１３０は、燃料集合体燃焼計算条件設定部１３１、燃料集合体燃焼計算部１３２、無限増倍率燃焼度依存特性導出部１３３、使用済みＭＯＸ燃料集合体無限増倍率導出部１３４、使用済みＵ燃料集合体相当燃焼度導出部１３５、および使用済みＵ燃料集合体等価残留濃縮度導出部１３６を有する。
燃料集合体燃焼計算条件設定部１３１は、記憶部１２０に収納されているデータから、燃焼計算を実施する条件を設定する。たとえば、燃焼計算対象がＭＯＸ燃料集合体の場合は、ＭＯＸ燃料集合体仕様記憶部１２１、運転履歴記憶部１２３、および演算用データ記憶部１２４から必要なデータを読み出して設定する。また、燃焼計算対象がＵ燃料集合体の場合は、Ｕ燃料集合体仕様記憶部１２２、運転履歴記憶部１２３、および演算用データ記憶部１２４から必要なデータを読み出して設定する。
燃料集合体燃焼計算部１３２は、燃料集合体燃焼計算条件設定部１３１により設定された燃焼計算条件に基づいて、燃焼計算対象とする燃料集合体の燃焼計算を実施する。燃焼計算には、ＯＲＩＧＥＮコードなどの燃焼解析コード、あるいは、原子炉製造者あるいは燃料製造者等が独自に開発している燃料集合体設計コードなどが利用できる。
無限増倍率燃焼度依存特性導出部１３３は、燃料集合体燃焼計算部１３２による燃焼計算の結果に基づいて、燃焼計算対象とする燃料集合体の無限増倍率と燃焼度との関係、すなわち、無限増倍率の燃焼度への依存特性を導出する。
使用済みＭＯＸ燃料集合体無限増倍率導出部１３４は、対象とするＭＯＸ燃料集合体の使用済み燃料集合体について後述する非破壊燃焼度測定装置５０により得られた燃焼度と、対象とするＭＯＸ燃料集合体について無限増倍率燃焼度依存特性導出部１３３により導出された無限増倍率の燃焼度依存特性とに基づいて、使用済みＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率を導出する。
使用済みＵ燃料集合体相当燃焼度導出部１３５は、対象とするＭＯＸ燃料集合体に対応するＵ燃料集合体について無限増倍率燃焼度依存特性導出部１３３により導出された無限増倍率の燃焼度依存特性と、使用済みＭＯＸ燃料集合体無限増倍率導出部１３４により導出された使用済みＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率とに基づいて、対応するＵ燃料集合体の相当する燃焼度を導出する。
使用済みＵ燃料集合体等価残留濃縮度導出部１３６は、使用済みＵ燃料集合体相当燃焼度導出部１３５により導出された対応するＵ燃料集合体の相当する燃焼度に基づいて、当該使用済みＵ燃料集合体の等価残留濃縮度を導出する。
出力部１４０は、最終的な出力である使用済みＵ燃料集合体等価残留濃縮度、および演算部１３０での各要素での演算結果を出力する。なお、入力部１１０および出力部１４０は、ユーザインタフェースであってもよい。
以下、使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順にしたがって、各ステップの内容を説明する。
まず、ＭＯＸ燃料集合体の燃焼特性評価を行うステップＳ１０の内容について説明する。
ステップＳ１０においては、まず、燃料集合体燃焼計算条件設定部１３１が、使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の対象とするＭＯＸ燃料集合体１０（図３参照）の燃焼計算条件を設定する（ステップＳ１１）。
図３は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の対象となるＭＯＸ燃料集合体１０の例を示す横断面図である。
臨界管理方法の対象とするＭＯＸ燃料集合体は、図３で示すものと異なる構成のものでもよいし、あるいは、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）用のＭＯＸ燃料集合体でもよいが、以下は、図３で示すものを例に説明する。
図３で例示するＭＯＸ燃料集合体１０は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）用の９×９格子燃料である。ＭＯＸ燃料集合体１０は、４６本の高富化度燃料棒１１、１２本の低富化度燃料棒１２、１６本の可燃性毒物燃料棒１３、２本のウォーターロッド１４、およびこれらを側方から取り囲むチャンネルボックス１５を有する。
ステップＳ１１のＭＯＸ燃料集合体１０の燃焼計算条件の設定としては、具体的には、新燃料すなわち製造後炉内に装荷する前の状態の燃料としてのＭＯＸ燃料集合体１０の条件と、新燃料としてのＭＯＸ燃料集合体１０を炉内に装荷して後の時間的な履歴に関するものがある。
新燃料としてのＭＯＸ燃料集合体１０の条件としては、ＭＯＸ燃料集合体１０の幾何形状、新燃料としてのＭＯＸ燃料集合体１０の各部すなわち高富化度燃料棒１１、低富化度燃料棒１２、および可燃性毒物燃料棒１３の初期組成がある。軸方向に組成の分布がある場合はこれらを含む。
新燃料としてのＭＯＸ燃料集合体１０を炉内に装荷して後の時間的な履歴に関するものとしては、ＭＯＸ燃料集合体１０の比出力およびボイド率の履歴がある。なお、ＰＷＲ用のＭＯＸ燃料集合体においてはホウ酸濃度の時間的履歴も含む。
次に、燃料集合体燃焼計算部１３２が、ステップＳ１１において設定されたＭＯＸ燃料集合体１０の燃焼計算条件に基づいて、ＭＯＸ燃料集合体１０の燃焼計算を行う（ステップＳ１２）。
次に、無限増倍率燃焼度依存特性導出部１３３が、ステップＳ１２の燃焼計算の結果から、燃焼度と無限増倍率の相関関係、すなわち無限増倍率の燃焼度への依存特性を導出する（ステップＳ１３）。
図４は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法におけるＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率の燃焼度依存特性の算出ステップで得られる特性の例を示すグラフである。横軸は、燃料集合体の燃焼度（ＧＷｄ／ｔＨＭ）すなわち核燃料物質（ＨＭ：Ｈｅａｖｙ Ｍｅｔａｌ）の単位重量当たりの積算熱出力、縦軸は、無限増倍率である。
なお、図４では、単純化のため、可燃性毒物の寄与を無視した場合を示しているが、可燃性毒物の寄与を考慮してもよい。破線で示す曲線ＡはＭＯＸ燃料集合体の場合を示す。なお、実線で示す曲線Ｂは、後述するステップＳ３０において得られるＵ燃料集合体の場合の無限増倍率の燃焼度依存特性を示す。
次に、使用済混合酸化物（ＭＯＸ）燃料集合体３０の燃焼度を取得するステップＳ２０の内容について説明する。
まず、ＭＯＸ燃料集合体１０の原子炉内での照射後の使用済みＭＯＸ燃料集合体３０（図５参照）の非破壊測定を行う（ステップＳ２１）。
図５は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法における燃焼度評価のための測定を説明する概念的なブロック図である。なお、第１ないし第ｎ評価断面を図示しているが、これらの評価断面については、ステップＳ５０の説明の際に後述する。
図で示す使用済みＭＯＸ燃料集合体３０は、上部タイプレート３１と下部タイプレート３２とに挟まれた領域に高富化度燃料棒１１および低富化度燃料棒１２があり、スペーサ３３により拘束され、チャンネルボックス１５に囲まれている。
使用済みＭＯＸ燃料集合体３０は、炉心内で照射された後、原子炉から取り出されて一定期間置かれ、その後、再処理工場に輸送され、非破壊測定・評価装置である非破壊燃焼度測定装置５０に設置される。非破壊燃焼度測定装置５０は、中性子検出器５１、ガンマ線スペクトル検出器５２、およびデータ処理部５４を有する。
中性子検出器５１は、当該中性子検出器５１が、測定対象である使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の側面に対向するように配置されて、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０中の使用済みＭＯＸ燃料で発生する自発中性子を検出する。
ガンマ線スペクトル検出器５２は、当該ガンマ線スペクトル検出器５２が測定対象である使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の側面に向かうように配置されて、測定対象である使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の側面に対向するように配置される。なお、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０とガンマ線スペクトル検出器５２との間に、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０におけるガンマ線測定を行う部位を限定するために、図５に示すようにガンマ線をコリメートするコリメータ５３を設置してもよい。ガンマ線スペクトル検出器５２は、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０中の使用済みＭＯＸ燃料で発生する自発ガンマ線を検出する。
データ処理部５４は、記憶部５４a、評価部５４ｂ、および制御部５４ｃを有している。中性子５１から伝達された中性子の計数は、記憶部５４aに記憶される。また、ガンマ線スペクトル検出器５２から伝達されたガンマ線スペクトルのデータも、記憶部５４aに記憶される。評価部５４ｂは、評価対象の使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の燃焼度を導出する。制御部５４ｃは評価部５４ｂを制御する。データ処理部５４は、たとえば１台のコンピュータ上に構築される。あるいは、データ処理部５４は、使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置１００と同じコンピュータ上に構築されてもよい。
通常、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の非破壊測定は、放射線遮蔽のために使用済みＭＯＸ燃料集合体３０を水中で貯蔵した状態で、１体ごとに行われる。
次に、ＭＯＸ燃料集合体１０の原子炉内での照射後の使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の燃焼度ＢＵＭＯＸの算出を行う（ステップＳ２２）。
燃焼度ＢＵＭＯＸの算出に際しては、たとえば、自発中性子放出率法、これに加えてさらに、セシウム１３４、セシウム１３７のガンマ線強度を用いる方法等、従来知られている方法を用いることができる。
次に、使用済みＭＯＸ燃料集合体無限増倍率導出部１３４が、ステップＳ２０における使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の非破壊測定および評価により得られた使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の燃焼度ＢＵＭＯＸと、ステップＳ１０において導出されたＭＯＸ燃料集合体１０の無限増倍率の燃焼度依存性とから、当該使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の無限増倍率を導出する（ステップＳ３０）。すなわち、図４に示した特性曲線Ａ上で、ＢＵＭＯＸに対応する無限増倍率を使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の無限増倍率ｋＭＯＸとして導出する。
次に、Ｕ燃料集合体の燃焼特性評価を行うステップＳ４０の内容について説明する。
ステップＳ４０においては、まず、燃料集合体燃焼計算条件設定部１３１が、対象とするＭＯＸ燃料集合体１０に対応するＵ燃料集合体の燃焼計算条件を設定する（ステップＳ４１）。
図６は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法で用いるウラン燃料集合体２０の例を示す横断面図である。
図６で例示するＵ燃料集合体２０は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）用の９×９格子燃料である。Ｕ燃料集合体２０は、４６本の高濃縮度燃料棒２１、１２本の低濃縮度燃料棒２２、１６本の可燃性毒物燃料棒２３、２本のウォーターロッド２４、およびこれらを側方から取り囲むチャンネルボックス２５を有する。
ここで、対象とするＭＯＸ燃料集合体１０に対応する、すなわち共通の仕様を有するものとして想定するＵ燃料集合体２０は、高濃縮度燃料棒２１、低濃縮度燃料棒２２、可燃性毒物燃料棒２３、ウォーターロッド２４、およびチャンネルボックス２５を有する。Ｕ燃料集合体２０の高濃縮度燃料棒２１、低濃縮度燃料棒２２、可燃性毒物燃料棒２３、ウォーターロッド２４、およびチャンネルボックス２５のそれぞれは、ＭＯＸ燃料集合体１０の高富化度燃料棒１１、低富化度燃料棒１２、可燃性毒物燃料棒１３、ウォーターロッド１４、およびチャンネルボックス１５のそれぞれと、本数、幾何形状、寸法、被覆管（図示しない）を含めた材質等の仕様が一致している。
これに基づいて、新燃料としてのＵ燃料集合体２０の条件として、Ｕ燃料集合体２０の幾何形状、新燃料としてのＵ燃料集合体２０の各部すなわち高富化度燃料棒１１、低富化度燃料棒１２、および可燃性毒物燃料棒１３の初期組成を設定する。軸方向に組成の分布がある場合はこれらを含む。
新燃料としてのＵ燃料集合体２０を炉内に装荷して後の時間的な履歴に関するものとしてのＵ燃料集合体２０の比出力およびボイド率の履歴についても、ＭＯＸ燃料集合体１０と同様の条件を用いる。なお、ＰＷＲ用のＭＯＸ燃料集合体においてはホウ酸濃度の時間的履歴も含む。
次に、燃料集合体燃焼計算部１３２が、ステップＳ４１において設定されたＵ燃料集合体２０の燃焼計算条件に基づいて、Ｕ燃料集合体２０の燃焼計算を行う（ステップＳ４２）。
次に、無限増倍率燃焼度依存特性導出部１３３が、ステップＳ４２の燃焼計算の結果から、燃焼度と無限増倍率および残留ウラン濃縮度の相関関係、すなわち無限増倍率および残留ウラン濃縮度の燃焼度への依存特性を導出する（ステップＳ４３）。得られた無限増倍率の燃焼度への依存特性は、前述のように、図４の実線で示した特性曲線Ｂで示している。
図７は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法におけるウラン燃料集合体の無限増倍率の燃焼度依存特性の算出ステップで得られる残留ウラン濃縮度の燃焼度への依存特性の例を示すグラフである。横軸は、ウラン燃料集合体２０の燃焼度（ＧＷｄ／ｔ）を、縦軸は、残留ウラン濃縮度（ｗｔ％）を示す。
ここで、残留ウラン濃縮度とは、Ｕ燃料集合体２０が炉心内で照射された後に、原子炉外に取り出された使用済みＵ燃料集合体に残留する核分裂性ウランの全ウラン中の濃度、すなわち残留するウラン濃縮度を意味する。
次に、使用済みＵ燃料等価条件を導出するステップＳ５０の内容について説明する。
図８は、第１の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順を説明するグラフである。図８のグラフの横軸は、共通しての燃焼度（ＧＷｄ／ｔ）、縦軸は、上側が無限増倍率、下側が残留ウラン濃縮度（ｗｔ％）である。以下、図８を参照しながら、図１のフロー図に沿って説明する。
まず、使用済みＵ燃料集合体相当燃焼度導出部１３５が、使用済みＵ燃料集合体についての、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の燃焼度ＢＵＭＯＸに相当する燃焼度ＢＵＵを導出する（ステップＳ５１）。具体的には、ステップＳ４０で導出されたＵ燃料集合体２０についての無限増倍率の燃焼度への依存特性を用いて、ステップＳ３０で導出された使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の無限増倍率ｋＭＯＸと同じ値の無限増倍率を与えるＵ燃料集合体２０の燃焼度ＢＵＵを導出する。この導出されたＵ燃料集合体２０の燃焼度ＢＵＵを使用済みＵ燃料集合体についての相当する燃焼度ＢＵＵとする。
次に、使用済みＵ燃料集合体等価残留濃縮度導出部１３６が、Ｕ燃料集合体２０の使用済みＵ燃料集合体の等価残留ウラン濃縮度を導出する（ステップＳ５２）。具体的には、ステップＳ４０で導出されたＵ燃料集合体２０についての残留ウラン濃縮度の燃焼度への依存特性を用いて、ステップＳ５１で導出されたＵ燃料集合体２０の燃焼度ＢＵＵに対応するＵ燃料集合体２０の使用済み燃料集合体の残留ウラン濃縮度ＥＵを導出する。
なお、Ｕ燃料集合体２０の使用済み燃料集合体の残留ウラン濃縮度ＥＵを導出する際には、たとえば、図５で示した使用済みＭＯＸ燃料集合体３０について図示した第１評価断面ないし第ｎ評価断面に相当する位置のＵ燃料集合体２０の使用済み燃料集合体の残留ウラン濃縮度ＥＵをそれぞれ算出する。その上で、残留ウラン濃縮度ＥＵが最も大きくなる評価断面における残留ウラン濃縮度ＥＵを、Ｕ燃料集合体２０の使用済み燃料集合体の残留ウラン濃縮度ＥＵとして用いてもよい。
ＢＷＲでは、軸方向にボイド分布が存在し、残留ウラン濃縮度ＥＵも軸方向に分布をもつ。ボイド率が高い上端部すなわち第１評価断面近傍が、ウランからプルトニウムへの転換が促進される傾向があり、残留ウラン濃縮度ＥＵも高くなる傾向がある。したがって、Ｕ燃料集合体２０の使用済み燃料集合体の残留ウラン濃縮度ＥＵとして、上端部（第１評価断面）の残留ウラン濃縮度ＥＵを用いることで、臨界安全設計の保守性を確保できる。
以上のように得られたＵ燃料集合体２０の使用済み燃料集合体の残留ウラン濃縮度ＥＵを、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の等価残留ウラン濃縮度ＥＵＭＯＸとする。
以上が、臨界安全評価ステップＳ１００の内容である。次に、燃料集合体臨界安全管理ステップＳ２００について説明する。
燃料集合体の臨界安全管理とは、受け入れた使用済み燃料集合体に起因する臨界状態の発生を防止するための管理である。具体的には、一定量以上の燃料を扱わない質量管理、一定の形状・寸法以外の形状・寸法管理、一定の濃度以上の燃料を扱わない濃度管理、あるいは水、プラスチック、人などの中性子減速効果のあるものを燃料に近づけない減速材管理などを行う。
燃料集合体の臨界安全管理は、現在、再処理工場、貯蔵施設等において、原子力発電所から受け入れた使用済みウラン燃料集合体について行われている。したがって、これらの施設は、使用済みウラン燃料集合体の取り扱いに適合した設備となっており、また、実務上の規則等も、使用済みウラン燃料集合体の取り扱いを前提として整備されている。
上述した各臨界安全管理上の手法を行う上で、キーパラメータ、すなわち最も重要な指標は、受け入れた使用済みウラン燃料集合体の残留ウラン濃縮度である。使用済みウラン燃料集合体の残留ウラン濃縮度は、使用済みウラン燃料集合体における核分裂性核種の残留濃度である。たとえば、残留ウラン濃縮度の値によって、管理レベルを区分する等が行われる。
本実施形態においては、受け入れた使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の臨界安全管理を行う上で、等価残留ウラン濃縮度ＥＵと同じ値の残留濃縮度を有する使用済みウラン燃料集合体の臨界安全管理を、等価残留ウラン濃縮度ＥＵを有する使用済みＭＯＸ燃料集合体３０に適用するものである。
すなわち、等価残留ウラン濃縮度ＥＵを有する使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の臨界安全管理における核的な影響は、等価残留ウラン濃縮度ＥＵと同じ値の残留濃縮度を有する使用済みウラン燃料集合体残留濃縮度の臨界安全管理における核的な影響と同等であると考えられる。したがって、ＭＯＸ燃料集合体１０と基本仕様および照射履歴がほぼ同様のウラン燃料集合体２０の使用済み燃料中の核分裂性核種の残留濃度を、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の核分裂性核種の等価な残留濃度であるとみなして等価残留ウラン濃縮度ＥＵとして用いている。この結果、従来、手法が確立され、かつ実績のあるウラン２３５の残留濃縮度に基づいた臨界安全管理方法を適用し、従来の設備を使用できる。
以上、説明した実施形態によれば、ＭＯＸ燃料集合体１０に対応するＵ燃料集合体２０を想定し、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の燃焼度に基づいて等価残留ウラン濃縮度を導出することにより、使用済み混合酸化物燃料３０の臨界安全管理を、既存設備を用いて合理的に行う方法を提供することを可能とする。
［第２の実施形態］
図９は、第２の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法において用いるモデルバンドル４０の例を示す横断面図である。
ＭＯＸ燃料集合体１０の幾何学的形状およびＭＯＸ燃料集合体１０の各構造材等の密度が同じであっても、富化度分布を含む初期組成および運転条件に関して異なる設計のバリエーションが想定される。モデルバンドルとは、これらのバリエーションの範囲について、燃焼度に対する無限増倍率の値が、それぞれのバリエーションの設計における無限増倍率より、大きくなるように設定された燃料集合体のモデルを意味するものとする。具体的には、濃縮度分布を含む初期組成、比出力、ボイド率、ホウ素濃度（ＰＷＲのみ）を想定の範囲内でそれぞれ変動させた設計のバリエーションを想定する。その上で、それぞれのバリエーションについて燃焼計算を行い燃焼度に対する無限増倍率を得て、これらを包絡する条件を設定することによりモデルバンドルの設定が行われる。
図９に示す例では、モデルバンドル４０は、ＭＯＸ燃料集合体１０の幾何学的形状、各要素の密度と同じもので、チャンネルボックス１５内の低富化度燃料棒１２、可燃性毒物燃料棒１３およびウォーターロッド１４を高富化度燃料棒１１に置き換えたものである。
なお、図９では、ウォーターロッド１４を含まない例を示しているが、ウォーターロッド１４を含むモデルバンドルとなることも考えられる。
以上のように、本実施形態では、特定のＭＯＸ燃料集合体１０に限定せず、これを含めたモデルバンドル４０を想定することにより、モデルバンドル４０の条件に包絡される範囲で、他の設計のＭＯＸ燃料集合体についても、一括して、同じ等価残留ウラン濃縮度に基づく臨界安全管理を行うことができ、管理の信頼性の向上、および評価の省力化を図ることができる。
［第３の実施形態］
図１０は、第３の実施形態に係る使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順を示すフロー図である。なお、本実施形態における使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置の図示は省略するが、図１に示した第１の実施形態におけるフロー図と異なるステップについては、図２に示した使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置１００から変更してこれに対応した要素を有している。
使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法は、臨界安全評価ステップＳ１００ａと、燃料集合体臨界安全管理ステップＳ２００ａを有する。
臨界安全評価ステップＳ１００ａは、ＭＯＸ燃料集合体１０の燃焼特性評価を行うステップＳ１０、Ｕ燃料集合体２０の燃焼特性評価を行うステップＳ４０、使用済みＵ燃料集合体の制限値を導出するステップＳ６０、ステップＳ４０とステップＳ６０の結果に基づいて使用済みＵ燃料集合体の無限増倍率制限値を導出するステップＳ７１、および、ステップＳ１０とステップＳ７１の結果に基づいて使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の制限燃焼度を導出するステップＳ８１を有する。
ここで、ＭＯＸ燃料集合体１０の燃焼特性評価を行うステップＳ１０およびＵ燃料集合体２０の燃焼特性評価を行うステップＳ４０の内容は、第１の実施形態と同様であるので、説明を省略する。
以下、使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法の手順にしたがって、ステップＳ１０およびステップＳ４０の後の各ステップの内容を説明する。
まず、Ｕ燃料集合体２０を原子炉内で照射した後の使用済みＵ燃料集合体の制限値を導出するステップＳ６０の内容を説明する。
ステップＳ６０では、まず、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の受け入れ施設でのＵ燃料集合体２０の使用済み燃料集合体の残留濃縮度制限値を設定する（ステップＳ６１）。詳細には、まず、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の受け入れ施設を特定する。次に、その施設において規定されているＵ燃料集合体の使用済み燃料集合体の残留濃縮度制限値を、本実施形態における残留濃縮度制限値として設定する。残留濃縮度は、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０からみて、等価残留ウラン濃縮度ということになる。
次に、ステップＳ６１において設定された残留濃縮度制限値に対応する使用済みＵ燃料集合体の燃焼度を導出する（ステップＳ６２）。
次に、ステップＳ４０とステップＳ６０の結果に基づいて、使用済みＵ燃料集合体の無限増倍率制限値を導出する（ステップＳ７１）。すなわち、Ｕ燃料集合体２０の燃焼特性評価を行うステップＳ４０において得られた無限増倍率の燃焼度依存特性を用いて、ステップＳ６２で得られた使用済みＵ燃料集合体の燃焼度に対応する無限増倍率を導出して、無限増倍率制限値とする。
次に、ステップＳ１０とステップＳ７１の結果に基づいて、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の制限燃焼度を導出する（ステップＳ８１）。すなわち、ＭＯＸ燃料集合体１０の燃焼特性評価を行うステップＳ１０において得られた無限増倍率の燃焼度依存特性を用いて、ステップＳ７１で得られた使用済みＵ燃料集合体の無限増倍率制限値の値を、使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の無限増倍率制限値とする。さらに、この無限増倍率制限値に対応する燃焼度を導出して使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の制限燃焼度とする。
以上が、臨界安全評価ステップＳ１００ａの内容である。次に、燃料集合体臨界安全管理ステップＳ２００ａについて説明する。
燃料集合体臨界安全管理ステップＳ２００ａにおいては、受け入れ施設は、ステップＳ１００ａにおいて得られた使用済みＭＯＸ燃料集合体３０の制限燃焼度を基準として、受け入れ制限を行う。すなわち、受け入れ施設は、制限燃焼度以下の燃焼度の使用済みＭＯＸ燃料集合体３０は受け入れるが、制限燃焼度を超える燃焼度の使用済みＭＯＸ燃料集合体３０は受け入れないという管理を行う。
以上、説明した実施形態によれば、ＭＯＸ燃料集合体に対応するＵ燃料集合体を想定して、無限増倍率を等しくする残留ウラン濃縮度をＭＯＸ燃料集合体の等価残留ウラン濃縮度として取り扱うことにより、既存設備で使用済みＭＯＸ燃料の臨界安全管理を合理的に行う方法を提供することを可能とする。
［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
１０…混合酸化物燃料集合体、１１…高富化度燃料棒、１２…低富化度燃料棒、１３…可燃性毒物燃料棒、１４…ウォーターロッド、１５…チャンネルボックス、２０…ウラン燃料集合体、２１…高濃縮度燃料棒、２２…低濃縮度燃料棒、２３…可燃性毒物燃料棒、２４…ウォーターロッド、２５…チャンネルボックス、３０…使用済み混合酸化物燃料集合体、３１…上部タイプレート、３２…下部タイプレート、３３…スペーサ、４０…モデルバンドル、５０…非破壊燃焼度測定装置、５１…中性子検出器、５２…ガンマ線スペクトル検出器、５３…コリメータ、５４…データ処理部、５４a…記憶部、５４b…評価部、５４c…制御部、１００…使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置、１１０…入力部、１２０…記憶部、１２１…ＭＯＸ燃料集合体仕様記憶部、１２２…Ｕ燃料集合体仕様記憶部、１２３…運転履歴記憶部、１２４…演算用データ記憶部、１２５…演算結果記憶部、１３０…演算部、１３１…燃料集合体燃焼計算条件設定部、１３２…燃料集合体燃焼計算部、１３３…無限増倍率燃焼度依存特性導出部、１３４…使用済みＭＯＸ燃料集合体無限増倍率導出部、１３５…使用済みＵ燃料集合体相当燃焼度導出部、１３６…使用済みＵ燃料集合体等価残留濃縮度導出部、１４０…出力部

Claims (7)

  1. 混合酸化物燃料を有する混合酸化物燃料集合体が原子炉内で燃焼した後の使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界管理方法であって、
    前記混合酸化物燃料集合体の臨界安全評価を行う臨界安全評価ステップと、
    前記臨界安全評価ステップの結果を用いて前記使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界安全管理を行う燃料集合体臨界安全管理ステップと、
    を有し、
    前記臨界安全評価ステップは、
    前記混合酸化物燃料集合体の前記原子炉内での燃焼特性を評価し、当該混合酸化物燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を算出するＭＯＸ燃料燃焼特性評価ステップと、
    前記使用済み混合酸化物燃料集合体の燃焼度を得る対象集合体燃焼度取得ステップと、
    前記混合酸化物燃料集合体と共通の仕様を有するウラン燃料集合体について前記原子炉内での燃焼特性を評価し、当該ウラン燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を算出するウラン燃料燃焼特性評価ステップと、
    前記ＭＯＸ燃料燃焼特性評価ステップで得られた前記混合酸化物燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への前記依存特性と、前記対象集合体燃焼度取得ステップで得られた前記使用済み混合酸化物燃料集合体の燃焼度とに基づいて、前記使用済み混合酸化物燃料集合体の無限増倍率を導出するＭＯＸ燃料無限増倍率導出ステップと、
    前記使用済み混合酸化物燃料集合体の無限増倍率に基づいて前記ウラン燃料集合体が前記原子炉内で燃焼した後の使用済みウラン燃料集合体の等価残留ウラン濃縮度を導出する使用済みウラン燃料等価条件導出ステップと、
    を有し、
    前記燃料集合体臨界安全管理ステップにおいては、前記等価残留ウラン濃縮度を有する前記使用済みウラン燃料集合体の臨界安全管理を、前記使用済み混合酸化物燃料集合体に適用する、ことを特徴とする使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法。
  2. 前記燃料集合体臨界安全管理ステップは、質量管理、形状・寸法管理、濃度管理、減速材管理の少なくともいずれかを行うことを特徴とする請求項１に記載の使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法。
  3. 混合酸化物燃料を有する混合酸化物燃料集合体が原子炉内で燃焼した後の使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界管理方法であって、
    前記混合酸化物燃料集合体の臨界安全評価を行う臨界安全評価ステップと、
    前記臨界安全評価ステップの結果を用いて前記使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界安全管理を行う燃料集合体臨界安全管理ステップと、
    を有し、
    前記臨界安全評価ステップは、
    前記混合酸化物燃料集合体の前記原子炉内での燃焼特性を評価し、当該混合酸化物燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を算出するＭＯＸ燃料燃焼特性評価ステップと、
    前記混合酸化物燃料集合体と共通の仕様を有するウラン燃料集合体について前記原子炉内での燃焼特性を評価し、当該ウラン燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を算出するウラン燃料燃焼特性評価ステップと、
    前記ウラン燃料集合体が前記原子炉内で燃焼した後の使用済みウラン燃料集合体の残留ウラン濃縮度の制限値を設定するウラン燃料残留濃縮度制限値設定ステップと、
    前記使用済みウラン燃料集合体の前記残留ウラン濃縮度の制限値に基づいて、前記使用済みウラン燃料集合体の燃焼度制限値を導出する使用済みウラン燃料集合体燃焼度制限値導出ステップと、
    前記ウラン燃料燃焼特性評価ステップで算出された前記ウラン燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への前記依存特性と、前記使用済みウラン燃料集合体燃焼度制限値導出ステップで導出された前記使用済みウラン燃料集合体の前記燃焼度制限値とに基づいて、前記使用済みウラン燃料集合体の無限増倍率の制限値を導出するウラン燃料集合体無限増倍率制限値導出ステップと、
    前記ＭＯＸ燃料燃焼特性評価ステップで算出された前記混合酸化物燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への前記依存特性と、前記ウラン燃料集合体無限増倍率制限値導出ステップで導出された前記使用済みウラン燃料集合体の無限増倍率の前記制限値とに基づいて、前記混合酸化物燃料集合体の燃焼度の制限値を導出する混合酸化物燃料集合体燃焼度制限値導出ステップと、
    を有し、
    前記燃料集合体臨界安全管理ステップにおいては、前記混合酸化物燃料集合体燃焼度制限値導出ステップで導出された前記混合酸化物燃料集合体の燃焼度の前記制限値に基づいて、前記使用済み混合酸化物燃料集合体の受け入れを制限する、
    ことを特徴とする使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法。
  4. 前記ＭＯＸ燃料燃焼特性評価ステップは、
    前記混合酸化物燃料集合体の幾何形状、前記混合酸化物燃料の新燃料の初期組成、比出力並びに沸騰水型原子炉燃料においてはボイド率、加圧水型原子炉燃料においてはホウ酸濃度の時間的履歴を含む燃焼計算条件を設定するＭＯＸ燃料集合体燃焼計算条件設定ステップと、
    前記ＭＯＸ燃料集合体燃焼計算条件設定ステップで設定された燃焼計算条件に基づいて前記混合酸化物燃料集合体の前記原子炉内での燃焼履歴を算出するＭＯＸ燃料集合体燃焼計算ステップと、
    前記ＭＯＸ燃料集合体燃焼計算ステップで得られた前記混合酸化物燃料集合体の前記燃焼履歴に基づいて、前記混合酸化物燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を導出するＭＯＸ燃料集合体燃焼特性導出ステップと、
    を有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法。
  5. 前記ＭＯＸ燃料集合体燃焼計算条件設定ステップにおいては、前記混合酸化物燃料集合体に含まれる材料の密度、前記混合酸化物燃料集合体の幾何形状、前記混合酸化物燃料の初期燃料の同位体組成、比出力の時間的履歴に関しての設計上の違いを考慮し、最も無限増倍率が高くなる代表的燃料集合体を用いることを特徴とする請求項４に記載の使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法。
  6. 前記ウラン燃料燃焼特性評価ステップは、
    前記ウラン燃料集合体の幾何形状、ウラン燃料の新燃料の初期組成、比出力並びに沸騰水型原子炉燃料においてはボイド率、加圧水型原子炉燃料においてはホウ酸濃度の時間的履歴を含む燃焼計算条件を設定するウラン燃料集合体燃焼計算条件設定ステップと、
    前記ウラン燃料集合体燃焼計算条件設定ステップで設定された燃焼計算条件に基づいて前記ウラン燃料集合体の前記原子炉内での燃焼履歴を算出するウラン燃料集合体燃焼計算ステップと、
    前記ウラン燃料集合体燃焼計算ステップで得られた前記ウラン燃料集合体の前記燃焼履歴に基づいて、前記ウラン燃料集合体の無限増倍率の燃焼度への依存特性を導出するウラン燃料集合体燃焼特性導出ステップと、
    を有することを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の使用済み混合酸化物燃料の臨界管理方法。
  7. 混合酸化物燃料を有する混合酸化物燃料集合体が原子炉内で燃焼した後の使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界安全管理のために、前記使用済み混合酸化物燃料集合体の臨界安全評価を行う使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置であって、
    対象とする前記混合酸化物燃料集合体の仕様、これに対応するものとして想定されたウラン燃料集合体の仕様、原子炉内での運転履歴を含む演算用データなどの外部入力を受け入れる入力部と、
    前記入力部が受け入れた前記外部入力を記憶する記憶部と、
    前記混合酸化物燃料集合体および前記ウラン燃料集合体の燃焼計算を行い、前記ウラン燃料集合体の使用済みウラン燃料集合体の等価残留濃縮度を導出する演算部と、
    を備えることを特徴とする使用済み混合酸化物燃料臨界安全評価装置。
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