JP4649122B2

JP4649122B2 - 使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法

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Inventors: 岡研一吉
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Description

本発明は、使用済燃料の輸送・貯蔵に関わる機器の臨界安全設計に関するもので、特に、過度な安全裕度を取ることなく、合理的な設計が可能な、燃焼度クレジットを採用した使用済燃料の輸送キャスクおよび使用済燃料の貯蔵ラックの臨界安全設計方法に関する。

使用済ウラン（Ｕ）燃料または使用済混合酸化物燃料（ＭＯＸ）の輸送および貯蔵機器の臨界安全設計を行う場合、従来、燃料の燃焼による反応度の低下を考慮しない新燃料仮定に基づく保守的な臨界安全設計が行われることが多かった。近年の高燃焼度化燃料設計に伴う、燃料の高濃縮度化により、上記新燃料仮定に基づく臨界安全設計では、過度に保守的な設計となり、輸送および貯蔵機器の高コスト化を招く等の問題が生じている。合理的な輸送および貯蔵機器の設計を行うために、燃料集合体の中の核分裂性核種濃度は燃焼と共に減耗し、核分裂生成物（ＦＰ）などの中性子吸収物質が生成し、その結果、燃料集合体の中性子増倍特性は低下するという特性を考慮する、燃焼度クレジットを採用した設計が進められている。

ところが、燃焼度クレジットを採用した設計においても、「”Burnup Credit Application of Transportation and Storage of Spent BWR Fuel Assemblies”, ICNS’99, Versailles, Vol.4, p.1635(1999)」等に示されるように、各燃料集合体の燃焼度やボイド率を個々に考慮することなしに、全燃料を包括するようなモデルバンドルを作成し、臨界安全設計を行っているために、新燃料仮定よりは合理的になっているものの、まだ、安全裕度には過度な保守性がある。また、想定した使用済燃料と異なる燃料が装荷された場合には、上記モデルバンドルを改めて作成する必要があり、汎用性の面で問題がある。

さらに、過度な保守性を設定せざるを得ない理由の一つとして、設計手法を実証するための使用済燃料による臨界試験データが殆どなく、またその臨界試験の実施には多大なコストがかかるという問題がある。

使用済燃料の輸送および貯蔵機器の臨界安全解析は、世界的に実績のある米国で開発されたSCALEシステム中のエネルギー多群モンテカルロ法に基づく輸送計算コ−ドKENOが使用されることが多い。モンテカルロ法は輸送計算だけでなく多くの分野で用いられる手法である。原理は、例えば或る領域で中性子が吸収されるかどうか、また、散乱後の中性子のエネルギーはどうなるか等を乱数を発生させて決定するというものである。

モンテカルロ法は物理現象を忠実に模擬した手法であり、幾何学的体系を自由に記述することができるために、解の精度は高いが多くの計算時間を必要とする。中性子またはγ線などの光子の輸送計算を解くモンテカルロ計算コードには、大きく分けてエネルギー多群モンテカルロ法と、連続エネルギーモンテカルロ法の２つがある。

エネルギー多群モンテカルロ法は、中性子のエネルギーを群に分割して取り扱うものであり、例えばエネルギーを２群に分割し、第１群が＞１MeV、第２群が＜１MeVとすると、中性子のエネルギーは２種類しか存在しないことになる。これに対し、連続エネルギーモンテカルロ法はエネルギーを分割しないため、中性子のエネルギーは無限に存在する。

しかして、エネルギー多群モンテカルロ法はエネルギー数が少ないため計算時間が速いという利点があり、連続エネルギーモンテカルロ法は計算時間はかかるが精度が良いという利点がある。

連続エネルギーモンテカルロコードとしては米国ロスアラモス研究所で開発されたMCNPや日本原子力研究所で開発されたMVPがある。KENOコードはエネルギー多群モンテカルロ法であり、計算速度が速く、また、使用済燃料の輸送および貯蔵機器体系に対して十分な精度を持つことが報告されている。本システムは、輸送キャスクのような中性子の漏れの大きい体系に対しても良い精度を持つが、BWRのような複雑な濃縮度をもつ燃料集合体の燃焼計算を行うことはできないため、燃料集合体の核定数を作成するためには、上記モデルバンドルを作成する必要がある。また、一般的に「“Development and Validation of TGBLA Lattice Physics Method”, Proc. ANS Topical Mtg. On Reactor Physics and Shielding, Chicago, Illinois, Vol.I, p.364(1984)」等で示される衝突確率法に基づく燃料集合体設計コードは、複雑な濃縮度分布を持つ燃料集合体に対しても、精度良く燃料集合体の燃焼計算を行うことができるが、これらのコードは、拡散計算に基づき炉心特性を計算する炉心プロセスコンピュータや３次元炉心シミュレーションコードで使用するための少数エネルギー群拡散定数を作成するように設計されている。少数エネルギー群のエネルギー群分割は、通常、１〜３群程度である。

衝突確率法とは、中性子輸送方程式の近似解法の一つである。体系を有限個の領域に分割し、各領域の中性子が吸収されるか、体系外に逃げ出すかの確率を計算し、求められた確率を衝突確率といい、この衝突確率に基づいて、輸送方程式を解く方法を衝突確率法という。

一般に、原子炉の炉心は燃料が棒状で、その周囲に減速材または冷却材が存在するという非均質な領域で構成されている。衝突確率法は非均質領域を精度よく取り扱う方法として広く用いられている。拡散計算は中性子の漏れの少ない大型炉心に対しては良い精度を持つが、輸送キャスクのような中性子の漏れの大きい体系に対しては、上記のモンテカルロ法に基づく輸送計算コードに比べて、誤差が大きくなる可能性がある。

炉心プロセスコンピュータとは、発電所において、運転中の原子炉の中性子束分布や水温、制御棒位置などを監視し運転データとして記憶装置に記録し、その記録された運転データを用いて、実測値に合うように計算値を補正する学習機能を備えた計算機である。この計算機に導入されているモデルは３次元炉心シミュレータに用いられているモデルとほぼ同等であるが、計算速度を向上させるために一部に簡易モデルが使用されることもある。

３次元炉心シミュレータとは上記衝突確率法で作成した燃料集合体単位の拡散定数等を用いて、全炉心の核特性を計算するコンピュータプログラムである。３次元炉心シミュレータでは、ノード法と呼ばれる計算手法が用いられる。燃料集合体を軸方向に２４等分した約１５ｃｍの立方体を１ノード単位として、炉心ノード単位に分割し、各ノード内は均質として扱う、通常、多次元の体系を計算するコンピュータプログラムでは、全空間を網の目のように小さなメッシュに分割する。一般的にメッシュ数が多いほど精度は高くなるが、計算時間は長くなる。ノード法では、粗いメッシュでも精度を上げるために、ノード内の中性子束分布を表す解析的モデルなどを取り入れるなどの工夫を行う（参考文献：日本原子力学会発行「原子炉炉心計算法の高度化の現状と展望」）。
特開平９−８０１９１号公報 "Burnup Credit Application of Transportation and Storage of Spent BWR Fuel Assemblies", ICNS’99, Versailles, Vol.4, p.1635(1999) "Development and Validation of TGBLA Lattice Physics Method", Proc. ANS Topical Mtg. On Reactor Physics and Shielding, Chicago, Illinois, Vol.I, p.364(1984)

本発明は、高精度に燃料集合体の燃焼計算を行うことができる衝突確率法に基づく燃料集合体設計コードから作成された拡散定数を、エネルギー多群モンテカルロ法で使用できる輸送断面積に変換し、かつ、炉心プロセスコンピュータまたは炉心シミュレーションコードから得られる燃焼度と平均ボイド率を用いて、当該燃料集合体の核定数を作成し、中性子の漏れの大きい体系でも精度良く未臨界度を評価できるエネルギー多群モンテカルロ法により、合理的な燃焼度クレジットを採用した、使用済燃料の輸送キャスクおよび使用済燃料の貯蔵ラックの臨界安全設計方法を提供することを目的とする。

本発明は、衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を輸送断面積に変換し、この輸送断面積の内、炉心プロセスコンピュータから得られた燃料集合体の燃焼度と全燃焼期間のボイド率を平均した平均ボイド率に相当する部分を抽出することにより、使用済燃料集合体の輸送断面積を作成し、該使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する際の配置と上記使用済燃料集合体の輸送断面積を用いて、エネルギー多群モンテカルロ法により、使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器の未臨界度を算出することを特徴とする。

また、本発明は、衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を輸送断面積に変換し、この輸送断面積の内、３次元炉心シミュレーションコードから得られた燃料集合体の燃焼度と全燃焼期間のボイド率を平均した平均ボイド率に相当する部分を抽出することにより、使用済燃料集合体の輸送断面積を作成し、該使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する際の配置と上記使用済燃料集合体の輸送断面積を用いて、エネルギー多群モンテカルロ法により、使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器の未臨界度を算出することを特徴とする。

本発明によれば、衝突確率法による燃料設計コードとエネルギー多群モンテカルロ法と、炉心プロセスコンピュータまたは炉心シミュレーションコードから得られる燃焼度、平均ボイド率を用いて、合理的な燃焼度クレジットを採用した使用済燃料の輸送および貯蔵機器の臨界安全設計ができる。

以下、添付図面を参照して本発明の実施の形態を説明する。

図１は本発明の一実施形態としての基本的構成例を示したブロック図である。この図１に示すように使用する燃料タイプ全てについて、燃料集合体の幾何学的寸法、燃焼度ステップ、初期燃料組成、出力密度、ボイド率を指定した第１の入力ファイル１を作成し、衝突確率法に基づく燃料設計コード２で上記燃料集合体の燃焼計算を行う。そして、上記計算の結果得られた燃焼度・ボイド率依存の燃料集合体の拡散定数（Ｄ）、総断面積（Ｔ）、吸収断面積（Ａ）、減速断面積（ＳＬ）、および中性子生成断面積（Ｐ）を第１の出力ファイル３に記憶させる。一方、第２の入力ファイル４には、炉心内の燃料集合体配置、制御棒の挿入位置、出力密度、炉心運転および停止計画が指定されており、上記第２の入力ファイル４の炉心内の燃料集合体配置、制御棒の挿入位置、出力密度、炉心運転および停止計画と、第１の出力ファイル３に記憶されている燃焼度・ボイド率依存の燃料集合体の拡散定数（Ｄ）、総断面積（Ｔ）、吸収断面積（Ａ）、減速断面積（ＳＬ）、および中性子生成断面積（Ｐ）が炉心プロセスコンピュータまたは３次元炉心シミュレータ５に入力され、そこで使用済燃料集合体の燃焼度、および燃焼中の平均ボイド率が計算され、使用済燃料集合体の燃焼度、および燃焼中の平均ボイド率が第２の出力ファイル６に記憶される。

一方、前記第１の出力ファイル３に記憶された各定数は対角線輸送近似法による断面積変換コード７の入力となる。ここで、Ｄ、Ｔ、Ａ、Ｐ、ＴＲ、ＳＬ、Ｓで示した各定数はエネルギー依存であり、正確にはＤ(E)、Ｔ(E)、Ａ(E)、Ｐ(E)、ＴＲ(E)、ＳＬ(Ｅ′→E)、Ｓ(Ｅ′→E)となる。減速断面積ＳＬとは、或るエネルギー群Ｅ′からエネルギー群Ｅへ散乱する確率を表すが、エネルギー群Ｅ内での散乱確率（自群散乱断面積とよぶ）は含まない。即ち、Ｅ≠Ｅ′である。これに対し、散乱断面積Ｓ(Ｅ′→E)は自群散乱断面積Ｓ(Ｅ→E)を含む。Ｅ≠Ｅ′での減速断面積ＳＬ(Ｅ′→E)は散乱断面積Ｓ(Ｅ′→E)と等しい。この差異は、拡散計算では自群散乱断面積は必要としないが、モンテカルロ計算では自群散乱断面積を必要とすることによる。

輸送断面積は一般的な原子炉物理の参考書に記載されているように（例えば、現代工学社 J.J.ドゥデルスタット、L.J.ハミルトン著成田正邦、藤田文行共訳「原子炉の理論と解析」第4章など）ルジャンドル展開により角度依存を表すと、

となる。ここで、
E’：入射中性子エネルギー群
E：散乱後中性子エネルギー群
μ：散乱余弦
Σ_s（E’→E,μ）：角度依存散乱断面積
Σ_sl（E’→E）：l次の散乱断面積
P_ｌ(μ)：l次のルジャンドル係数
である。

ここで、0次と1次の散乱断面積は以下のようになる。

ここで、Σ_ｓ(Ｅ’→Ｅ)は角度依存散乱断面積Σ_s（E’→E,μ）を角度積分したものである。μは散乱余弦である。

上記の散乱断面積で、衝突確率法を使う燃料設計コードではΣ_s（E’→E）しか出力することはできないため、輸送断面積の角度依存性を考慮することができない。

そこで、実質的に1次の角度依存まで考慮した場合と、ほぼ等価な解が得られるように全断面積Σ_t(Ｅ)を輸送断面積Σ_tr(Ｅ)におきかえる。Σ_tr(Ｅ)は以下のように表される。

Σ_tr(Ｅ)＝１／３Ｄ(E)＝Σ_t(Ｅ)−μ(E)Σ_s(Ｅ)
ここで、Ｄ(Ｅ)はＥ群の拡散定数であり、燃料設計コードから出力されるものである。

Σ_s(Ｅ)はΣ_ｓ(Ｅ’→Ｅ)を入射エネルギー群E’で積分したものである。

上記の操作は、散乱の１次の成分の効果を全断面積で補正していることになる。ここで、入射エネルギー群E’の積分値μ(E)Σ_s(Ｅ)は、上記Σ_tr(Ｅ)とΣ_t(Ｅ)から評価できるが、微分値μ(E’→E)・Σ_ｓ(Ｅ’→Ｅ)は評価できない。そこで、中性子バランスを保つために、自群散乱断面積Σ_ｓ(Ｅ→Ｅ)をΣ_ｓ(Ｅ→Ｅ)−μ(E)Σ_s(Ｅ)におきかえる。

上記の操作を対角線輸送近似法と呼び、この操作により、燃料設計コードから１次の角度成分を考慮した０次輸送断面積（P0断面積）を作成することができる。

モンテカルロ計算のために新たに必要な断面積は輸送断面積ＴＲと自群散乱断面積Ｓ(Ｅ→E)である。以下にエネルギー３群を例に断面積変換の操作を説明する。カッコ内の数字はエネルギーを示す。

ＴＲ(１）＝１／３Ｄ(１)
ＴＲ(２）＝１／３Ｄ(２)
ＴＲ(３）＝１／３Ｄ(３)
Ｓ(１→１)＝Ｔ(1)−（Ａ(１)＋ＳＬ(１→２)＋ＳＬ(１→３)）
Ｓ(２→２)＝Ｔ(2)−（Ａ(２)＋ＳＬ(２→１)＋ＳＬ(２→３)）
Ｓ(３→３)＝Ｔ(3)−（Ａ(３)＋ＳＬ(１→２)＋ＳＬ(１→３)）
これらの定数は、燃焼度依存、ボイド依存で求められる。即ち、第１エネルギー群であればTR(1,BU(ｉ)、V(ｊ))、A(1,BU(ｉ)、V(ｊ))、Ｐ(1,BU(ｉ)、V(ｊ))、
Ｓ(１→１,BU(ｉ)、V(ｊ))、Ｓ(１→２,BU(ｉ)、V(ｊ))、Ｓ(１→３,BU(ｉ)、V(ｊ))が得られ、これらはテーブル化され第３の出力ファイル８に格納される。

ここで、特定の使用済燃料集合体の輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)を求めるために、前記第２の出力ファイル６に記憶されている燃焼度（BU(ｘ)）、ボイド率V(ｙ)を用い、使用済となった燃料集合体の輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)を算出するコード９により、燃焼度（BU(ｘ)）、ボイド率V(ｙ)をｘ、ｙが上記第３の出力ファイル８のテーブル中に存在すれば、そのときの輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)を抽出する。また、存在しない場合には、内外挿により上記輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)を算出する。そして、上記抽出または内外挿により算出された輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)は第４の出力ファイル１０に格納される。すなわち、全燃料の燃焼度とボイド率を計算すると膨大な計算時間を要するので、代表的な燃焼度とボイド率についてのみ計算を行い、上述のように内挿、外挿により当該使用済燃料の核定数を決定することにより計算時間を短縮することができる。

この際、計算時間および計算機の記憶容量を節約する必要がある場合には、さらに燃料タイプと炉心最外周かその他によりグループ分けを行い、グループ内の燃料集合体のボイド率は全て同じとすることにより、平均ボイド率の数を低減させ、さらに計算時間を短縮させることができる。

図２に第１の出力ファイル３から第４の出力ファイル１０を作成するまでの流れを詳細に説明する。

次に、第４の出力ファイル１０に格納された定数を用いて、使用済燃料輸送キャスクの臨界安全解析を行う。すなわち、使用済燃料輸送キャスクの燃料集合体配置および構造材配置を第３の入力ファイル１１に入力させるとともに、第４の出力ファイル１０に格納されている使用済の燃料集合体の核定数以外の構造材の定数を作成するための第４の入力ファイル１２を作成し、その第４の入力ファイル１２に構造材の組成、寸法を入力しておき、この構造材の組成、寸法に基づき１次元体系で輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、散乱断面積(Ｓ)を計算するコード１３により、構造材定数計算を行う。このコードは既知のものであり、前記ＳＣＡＬＥコードでも行うことができる。上記構造材の定数は、燃料集合体に比べて、臨界安全設計に及ぼす影響は小さく、既存の方法による定数作成法で十分な精度を得ることができる。

上記コード１３により計算された燃料集合体以外の構造材の輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、散乱断面積(Ｓ)は、第５の出力ファイル１４を介して、モンテカルロ法による使用済燃料輸送キャスクの未臨界度を計算するコード１５に入力される。このモンテカルロ法による使用済燃料輸送キャスクの未臨界度を計算するコード１５には、前記第３の入力ファイル１１の使用済燃料輸送キャスクの燃料集合体配置および構造材配置の情報、および前記第４の出力ファイル１０に格納されている輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)も入力され、そこで、モンテカルロ法による使用済燃料輸送キャスクの未臨界度が計算され、第６の出力ファイル１６に上記使用済燃料輸送キャスクの未補正の未臨界度が格納される。

ところで、上記第６の出力ファイル１６に格納された未臨界度は、上述のように計算のみにより評価された未補正の未臨界度である。そこで、臨界実験解析や実機冷温臨界試験解析の結果から得られた測定値と計算値の比が補正因子として第５の入力ファイル１７で作成されている。しかして、計算された未臨界度を補正するコード１８において、上記第６の出力ファイル１６に格納された未補正の未臨界度が、第５の入力ファイル１７で作成された補正因子により補正され、最終的に第７の出力ファイル１９に使用済燃料輸送キャスクの補正済の未臨界度を得ることができる。

上記補正後の未臨界度が、モンテカルロ計算の統計誤差３σを考慮し、制限値以下であれば設計完了、制限値を越える場合は再設計を行う。

計算コードは計算手法や各データに起因して系統的な誤差を持つ可能性がある。そこで、対象とする燃料集合体を模擬したいくつかの臨界試験装置による臨界実験解析や実機冷温臨界試験解析の結果から、上記系統的な誤差を評価し、計算された使用済燃料輸送および貯蔵機器の未臨界度を補正することにより、設計精度を向上させることができる。

実機冷温臨界とは、原子力発電所において原子炉を起動する際に、出力が出ていない状態、即ち水温が常温の状態での臨界状態のことである。

従来の臨界安全設計手法で実機冷温臨界試験解析を行うと、ボイド率や出力密度を考慮した上で、燃料集合体内の燃料棒毎に核種組成を設定する必要があり、数十〜百万点のデータ入力が必要であり、事実上不可能であった。本発明でベースとしている燃料設計コードは元来炉心設計のためのものであり、断面積変換を行った後に得られる臨界安全設計用の断面積も出力密度やボイド率、燃料棒毎の組成を全て考慮済のものであるため、膨大な実機冷温臨界試験データを実証データとして利用することができ、使用済燃料の臨界試験データを安価に得ることができる。また、従来手法においては、実証データがないために過度な保守性を設定せざるを得なかったが、実証データが存在することにより、手法の精度が確認でき、さらに試験値と計算値の差から計算値の補正を行うことができる。

図３は、本発明の他の実施の形態としての基本的構成を示すブロック図であり、設計の保守性を高めるために、使用済燃料中の負の反応度をもついくつかの核分裂生成物やアクチニドを除外するようにしたものである。すなわち、第１の出力ファイル３の各定数の内使用済燃料中の負の反応度をもつ特定の核分裂生成物やアクチニドの断面積を、特定の核分裂生成物やアクチニドの断面積を０にするコード２０により除去し、燃焼度・ボイド率依存の燃料集合体の拡散定数（Ｄ）、総断面積（Ｔ）、吸収断面積（Ａ）、除去断面積（Ｒ）、および中性子生成断面積（Ｐ）を第８の出力ファイル２１に格納する。この第８の出力ファイル２１の定数格納形式は第１の出力ファイル３と同一であり、その他は図１と同様である。なお、炉心プロセスコンピュータまたは３次元炉心シミュレータからの燃焼度情報は使用しない。

しかして、本実施の形態においては負の反応度を有するものが除外されるので、結果として得られる未臨界度は第１の実施の形態における未臨界度よりも高くなり、臨界に近くなるため、設計上は不利であるが、保守性は高くなる。特に燃焼後の燃料集合体の組成誤差が大きいと思われる場合や、臨界実験解析や実機冷温試験解析のデータが少なく、補正因子の誤差が大きいと思われる場合などに有効である。

図４は本発明の他の実施の形態の基本構成例を示すブロック図であり、さらに保守性を高めるために燃料集合体の燃焼を考慮せず、かつ燃料集合体に配置されている中性子の強吸収体であるガドリニアを考慮しない、所謂「新燃料仮定」といわれる方式であり、最も保守性の高い方式である。

すなわち、本実施の形態では燃焼計算を行わないため、第１の入力ファイル１では燃料集合体の幾何学的組成と初期燃料組成のみが入力される。なお、ガドリニアは初期燃料組成から除外される。そこで、衝突確率法による燃料設計コード２により、ガドリニアを含まない未燃焼時の常数が算出され、第９の出力ファイル２３に記憶され、この第９の出力ファイル２３に記憶された各定数は対角線輸送近似法による断面積変換コード７の入力となり、ここで算出された燃料集合体の輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)が第１０の出力ファイル２４に収納される。そして、上記燃料集合体の輸送断面積(ＴＲ)、吸収断面積(Ａ)、中性子生成断面積(Ｐ)、散乱断面積(Ｓ)が、モンテカルロ法による使用済燃料輸送キャスクの未臨界度を計算するコード１５に入力される。以下の操作は図２と同様に行うことができる。

図５は本発明のさらに他の実施の形態を示すブロック図であり、図４に示すものよりは設計の合理化を進めたものであり、ガドリクレジットと呼ばれる方式である。すなわち、前記第１の出力ファイル３に得られた燃焼度、或いは出力密度、ボイド率依存の燃料集合体の定数の中から、反応度が最大となる燃料集合体を選択し、該燃料集合体の定数を第１１の出力ファイル２５に記憶させ、この燃料集合体の定数、すなわち拡散定数（Ｄ）、総断面積（Ｔ）、吸収断面積（Ａ）、減速断面積（ＳＬ）及び中性子生成断面積（Ｐ）を対角線輸送近似法による断面積変換コード７により変換する。以下の操作は図１及び図２と同様にして行うことができる。

ＢＷＲ燃料集合体では燃焼初期の反応度を抑えるためにガドリニアを装荷する。ガドリニアは中性子の強吸収体であるので、燃焼とともに減少する。したがって、燃焼に伴いガドリニアが減少し反応度は上昇するが、燃焼により燃料そのものも減少するので、或る燃焼度をピークに反応度は下降する。そこで、この反応度のピーク値を使用済燃料集合体の反応度として、臨界安全解析を行うものである。しかして、このピーク値は図４に示した新燃料仮定よりは小さいため、図４に示すプログラムより合理的な設計を行うことができる。

以上説明したように、本発明によれば、衝突確率法による燃料設計コードとエネルギー多群モンテカルロ法と、炉心プロセスコンピュータまたは３次元炉心シミュレータから得られる燃焼度、平均ボイド率を用いて、合理的な燃焼度クレジットを採用した使用済燃料の輸送及び貯蔵容器の臨界安全設計ができる。

また、燃焼度およびボイド率依存核定数を対角線輸送近似を用いて輸送断面積への変換を行うことにより、精度良いモンテカルロ計算用輸送断面積を作成することができる。さらに、いくつかの臨界実験装置によるいくつかの試験結果を解析した際に得られる未臨界度、または、いくつかの原子力発電所の冷温臨界試験によるいくつかの試験結果を解析した際に得られる未臨界度から評価した補正値により、使用済燃料の輸送および貯蔵機器の未臨界度の精度を向上させることができる。

さらに、前記衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を求める際に、燃焼度およびボイド率については適当な間隔について算出し、炉心プロセスコンピュータまたは炉心シミュレーションコードから得られた燃料集合体の燃焼度と平均ボイド率に対応する上記核定数については、上記の適当な間隔で算出された燃焼度およびボイド率依存核定数を内挿または外挿することによって求めることにより計算時間を短縮することができる。

また、前記炉心プロセスコンピュータまたは炉心シミュレーションコードから得られた燃料集合体の平均ボイド率を燃料タイプ毎に分別し、さらに分別された燃料タイプについて炉心最外周とその他に分別し、各分別された燃料群に対しては、該燃料群の平均ボイド率を採用することによりボイド率依存核定数計算の計算数を短縮することができる。

さらに、前記炉心プロセスコンピュータまたは炉心シミュレーションコードとして多群近代ノード法に基づく核熱結合計算法を用いることにより計算精度を向上させることができる。

また、中性子に感度をもつ物質とシンチレータおよび光ファイバの使用により、小型もしくは板状の中性子検出器を構成でき、狭い空間においても効率良く測定を行うことができる。さらに、前記衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を求める際に、いくつかの核分裂生成物による中性子吸収効果または、マイナーアクチニドによる中性子吸収効果、またはその両方を除外することにより、より安全裕度を高めた臨界安全設計を行うことができる。

また、使用済燃料輸送および貯蔵機器の燃料集合体以外の構造材、水については輸送計算により算出した輸送断面積を用いることにより、中性子散乱の異方性に関する精度を向上させることができる。ここで輸送計算とは中性子の振る舞いを中性子の位置、中性子のエネルギー、中性子の方角をパラメーターとして解くものである。

上記計算は、通常、多くの計算時間、計算機上のメモリを必要とする。原子炉炉心の設計では、計算効率を向上させるために、中性子はあらゆる方向に均質に散乱するという等方散乱を仮定し、中性子の方角に関する情報は無視して計算を行う。この近似は拡散近似と呼ばれるもので、この計算を輸送計算に対して、拡散計算と呼ぶ。この拡散計算は、上記等方散乱が成り立たないところでは、誤差が大きくなる。等方散乱からのずれを中性子散乱の異方性と呼び、物質が変化する境界で、異方性は大きくなる。本特許で対象とする使用済燃料輸送および貯蔵機器では、燃料と構造材の境界や水と空気の境界などで異方性が高くなる。本特許では、燃料集合体部の輸送断面積は拡散計算用に用意された定数を対角線輸送近似により作成しており、中性子の方角に関する情報に関しては誤差が大きくなる要因を含んでいる。燃料集合体部の輸送断面積の作成は構造が複雑で、また、均質的な取扱いが困難であり、輸送計算で解くことは難しいため、本特許では燃料設計コードを利用し輸送断面積を作成している。これに対し、構造材部や水は中性子の振る舞いという観点からは均質に取り扱うことができ、公開プログラム、例えば、前述のSCALEシステム中の一次元輸送計算プログラムＸＳＤＲＮコードなどを用いて、容易に解くことができる。そこで、中性子の異方性は大きくなるが、均質的な取扱いが可能な構造材や水については輸送計算により輸送断面積を作成し、中性子散乱の異方性に関する精度を向上させる。

さらに、新燃料仮定やガドリクレジットを用いた設計においても、合理的な臨界安全設計を行うことができ、保守的な照射履歴を設定することにより、より安全裕度を高めた臨界安全設計を行うことができる。

本発明による使用済燃料輸送および貯蔵容器の臨界安全設計方法を実行するためのプログラムの一例を説明するための概念図。図１に示す臨界安全設計プログラムの後半の概念図。本発明の他の実施の形態を示す概念図。本発明のさらに他の実施の形態を示す概念図。本発明のさらに他の実施の形態を示す概念図。第１の出力ファイルから第４の出力ファイルを作成するまでの流れの概念図。

符号の説明

１第１の入力ファイル
２衝突確率法による燃料設計コード
３第１の出力ファイル
４第２の入力ファイル
５炉心プロセスコンピュータまたは炉心シミュレーションコード
６第２の出力ファイル
７対角線輸送近似法による断面積変換コード
８第３の出力ファイル
９使用済燃料集合体の輸送断面積ＴＲ等を算出するコード
１０第４の出力ファイル
１１第３の入力ファイル
１２第４の入力ファイル
１３１次元体系で輸送断面積、吸収断面積、散乱断面積を計算するコード
１４第５の出力ファイル
１５モンテカルロ法による使用済燃料輸送キャスクの未臨界度を計算するコード
１６第６の出力ファイル
１７第５の入力ファイル
１８計算された未臨界度を補正するコード
１９第７の出力ファイル
２０特定の核分裂生成物、アクチニドの断面積を０にするコード
２１第８の出力ファイル
２３第９の出力ファイル
２４第１０の出力ファイル
２５第１１の出力ファイル

Claims

衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を輸送断面積に変換し、この輸送断面積の内、炉心プロセスコンピュータから得られた燃料集合体の燃焼度と全燃焼期間のボイド率を平均した平均ボイド率に相当する部分を抽出することにより、使用済燃料集合体の輸送断面積を作成し、該使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する際の配置と上記使用済燃料集合体の輸送断面積を用いて、エネルギー多群モンテカルロ法により、使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器の未臨界度を算出することを特徴とする、使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を輸送断面積に変換し、この輸送断面積の内、３次元炉心シミュレーションコードから得られた燃料集合体の燃焼度と全燃焼期間のボイド率を平均した平均ボイド率に相当する部分を抽出することにより、使用済燃料集合体の輸送断面積を作成し、該使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する際の配置と上記使用済燃料集合体の輸送断面積を用いて、エネルギー多群モンテカルロ法により、使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器の未臨界度を算出することを特徴とする、使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を輸送用断面積に変換する手段として対角線輸送近似を用いることを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
臨界実験装置を用いた実験により未臨界度を測定し、衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された当該臨界実験装置に装荷された燃料集合体の核定数を輸送断面積に変換し、上記輸送断面積を用いてエネルギー多群モンテカルロ法により当該臨界実験装置における未臨界度を算出し、当該臨界実験装置における未臨界度の測定値と算出値との比を補正因子とし、前記使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器のために前記エネルギー多群モンテカルロ法により算出された前記未臨界度に前記補正因子を乗じることにより当該未臨界度の補正値を求めることを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
原子力発電所の冷温臨界試験の試験結果に基づいて、衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された当該原子力発電所の冷温臨界試験条件下における燃料集合体の核定数を輸送断面積に変換し、上記輸送断面積を用いてエネルギー多群モンテカルロ法により当該原子力発電所の冷温臨界試験条件下における実効増倍率の計算値を求め、前記使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器のために前記エネルギー多群モンテカルロ法により算出された前記未臨界度に前記実効増倍率の計算値を乗じることにより当該未臨界度の補正値を求めることを特徴とする請求項１または請求項２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を求める際に、燃焼度およびボイド率については適当な間隔について算出し、前記炉心プロセスコンピュータから得られた燃料集合体の燃焼度と平均ボイド率に対応する上記核定数を内挿または外挿することによって求めることにより計算時間を短縮することを特徴とする、請求項１記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記炉心プロセスコンピュータから得られた燃料集合体の平均ボイド率を燃料タイプ毎に分別し、さらに分別された燃料タイプについて炉心最外周とその他に分別し、各分別された燃料群に対しては、該燃料群の平均ボイド率を採用することによりボイド率依存核定数の計算数を短縮することを特徴とする、請求項１記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記炉心プロセスコンピュータとして多群近代ノード法に基づく核熱結合計算を用いることにより計算精度を向上させることを特徴とする、請求項１記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を求める際に、いくつかの核分裂生成物による中性子吸収効果を除外することにより、より安全裕度を高めた未臨界度を算出することを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を求める際に、いくつかのマイナーアクチニドによる中性子吸収効果を除外することにより、より安全裕度を高めた未臨界度を算出することを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
使用済燃料輸送および貯蔵機器の燃料集合体以外の構造材、水については輸送計算により算出した輸送断面積を用いることにより、中性子散乱の異方性に関する精度を向上させることを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
衝突確率法に基づく燃料設計コードでガドリニアを含まないと仮定した未燃焼時の燃料集合体について計算された核定数から変換した燃料集合体の輸送断面積を作成し、該使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する際の配置と上記燃料集合体の輸送断面積を用いて、エネルギー多群モンテカルロ法により、使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器の未臨界度を計算することを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の、燃焼期間を通じて最も反応度が高くなる燃焼度の核定数から変換した燃料集合体の輸送断面積を用いて、該使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する際の配置と上記燃料集合体の輸送断面積を用いて、エネルギー多群モンテカルロ法により、使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器の未臨界度を計算することを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
衝突確率法に基づく燃料設計コードで、同一燃焼度内で、最も反応度が高くなるように選択された出力密度、平均ボイド率を用いて計算された燃料集合体の核定数から変換した輸送断面積を作成し、該使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する際の配置と上記使用済燃料集合体の輸送断面積を用いて、エネルギー多群モンテカルロ法により、使用済燃料集合体を輸送および貯蔵する機器の未臨界度を計算することを特徴とする、請求項１または２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記衝突確率法に基づく燃料設計コードで計算された燃料集合体の燃焼度およびボイド率依存核定数を求める際に、燃焼度およびボイド率については適当な間隔について算出し、前記３次元炉心シミュレーションコードから得られた燃料集合体の燃焼度と平均ボイド率に対応する上記核定数を内挿または外挿することによって求めることにより計算時間を短縮することを特徴とする、請求項２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記３次元炉心シミュレーションコードから得られた燃料集合体の平均ボイド率を燃料タイプ毎に分別し、さらに分別された燃料タイプについて炉心最外周とその他に分別し、各分別された燃料群に対しては、該燃料群の平均ボイド率を採用することによりボイド率依存核定数の計算数を短縮することを特徴とする、請求項２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。
前記３次元炉心シミュレーションコードとして多群近代ノード法に基づく核熱結合計算を用いることにより計算精度を向上させることを特徴とする、請求項２記載の使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計方法。