JPH0659082A - 使用済燃料集合体の燃焼度クレジット導入方法 - Google Patents
使用済燃料集合体の燃焼度クレジット導入方法Info
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- JPH0659082A JPH0659082A JP4215040A JP21504092A JPH0659082A JP H0659082 A JPH0659082 A JP H0659082A JP 4215040 A JP4215040 A JP 4215040A JP 21504092 A JP21504092 A JP 21504092A JP H0659082 A JPH0659082 A JP H0659082A
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- neutron
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 核燃料貯蔵設備の燃焼度を考慮した臨界安全
設計を行う上で一つの手法を提案することにある。 【構成】 使用済燃料集合体の中性子実効増倍率を測定
し、新燃料で確立している中性子実効増倍率と等価の燃
焼度の相関により、測定した中性子実効増倍率により燃
焼度を求め、燃焼度を考慮した輸送容器の臨界安全設計
を行う。
設計を行う上で一つの手法を提案することにある。 【構成】 使用済燃料集合体の中性子実効増倍率を測定
し、新燃料で確立している中性子実効増倍率と等価の燃
焼度の相関により、測定した中性子実効増倍率により燃
焼度を求め、燃焼度を考慮した輸送容器の臨界安全設計
を行う。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、使用済燃料集合体を輸
送もしくは貯蔵する輸送容器及び貯蔵設備の燃焼度の影
響を考慮した臨界安全設計を行う方法に関する。
送もしくは貯蔵する輸送容器及び貯蔵設備の燃焼度の影
響を考慮した臨界安全設計を行う方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】使用済燃料の輸送若しくは貯蔵容器（キ
ャスク）の臨界安全設計における未臨界性の評価では、
中性子増倍率が最も高くなるような燃料を想定する必要
が有る。従来、この想定において未燃焼の燃料を前提と
した臨界安全設計が行われている。 実際には使用済燃
料は、燃焼によって実効的な核分裂性物質量が減少する
ことにより核分裂の確率が小さくなり、さらに、核分裂
生成物の蓄積により中性子吸収効果が増大するために、
中性子増倍率が低下している。使用済燃料の取扱い施設
の臨界安全設計及び臨界安全管理において、燃焼に伴う
燃料の中性子増倍率の低下を考慮することを燃焼度クレ
ジットといい、近年燃焼度クレジットの考え方を採用す
ることについての技術的検討が世界各国でなされてい
る。多数の原子力発電所を有する米国では、既に一部の
燃料貯蔵プールに燃焼度クレジットを取り入れ、貯蔵容
利用量を増加させている。
ャスク）の臨界安全設計における未臨界性の評価では、
中性子増倍率が最も高くなるような燃料を想定する必要
が有る。従来、この想定において未燃焼の燃料を前提と
した臨界安全設計が行われている。 実際には使用済燃
料は、燃焼によって実効的な核分裂性物質量が減少する
ことにより核分裂の確率が小さくなり、さらに、核分裂
生成物の蓄積により中性子吸収効果が増大するために、
中性子増倍率が低下している。使用済燃料の取扱い施設
の臨界安全設計及び臨界安全管理において、燃焼に伴う
燃料の中性子増倍率の低下を考慮することを燃焼度クレ
ジットといい、近年燃焼度クレジットの考え方を採用す
ることについての技術的検討が世界各国でなされてい
る。多数の原子力発電所を有する米国では、既に一部の
燃料貯蔵プールに燃焼度クレジットを取り入れ、貯蔵容
利用量を増加させている。
【０００３】ANSI/ANS-57.7-1981は使用済燃料貯蔵プー
ルの臨界安全評価における燃料の想定を以下の二つの分
類のどちらかとしている。
ルの臨界安全評価における燃料の想定を以下の二つの分
類のどちらかとしている。
【０００４】ａ）燃焼による核分裂性物質量の減少は考
慮せず、プール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
慮せず、プール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
【０００５】ｂ）燃焼による核分裂性物質量の減少を考
慮する場合は、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定しそれ
に対応した中性子増倍率を設定すること、および実測に
より中性子増倍率の低下を確認すること。
慮する場合は、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定しそれ
に対応した中性子増倍率を設定すること、および実測に
より中性子増倍率の低下を確認すること。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】使用済燃料集合体の未
臨界度測定方法はいくつか提案されているが、それらの
手法は確立していない。
臨界度測定方法はいくつか提案されているが、それらの
手法は確立していない。
【０００７】また、燃焼度データを基にして臨界安全設
計を行う手法もあるが、燃焼計算、臨界計算等の誤差が
不明のためこの手法も十分に確立していない。
計を行う手法もあるが、燃焼計算、臨界計算等の誤差が
不明のためこの手法も十分に確立していない。
【０００８】このように従来、核燃料貯蔵設備の臨界安
全設計に燃焼度のフアクタを入れておらず、使用済燃料
集合体では反応度が低下しているにも拘らず燃料の反応
度を最も安全側の中性子未照射の状態即ち、新燃料の状
態として取り扱い、そのために収納可能な数よりも少な
い使用済燃料集合体に制限する過剰設計となっている。
本発明の目的は、核燃料貯蔵設備の燃焼度を考慮した
臨界安全設計を行う上で一つの手法を提案することにあ
る。
全設計に燃焼度のフアクタを入れておらず、使用済燃料
集合体では反応度が低下しているにも拘らず燃料の反応
度を最も安全側の中性子未照射の状態即ち、新燃料の状
態として取り扱い、そのために収納可能な数よりも少な
い使用済燃料集合体に制限する過剰設計となっている。
本発明の目的は、核燃料貯蔵設備の燃焼度を考慮した
臨界安全設計を行う上で一つの手法を提案することにあ
る。
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記目的は、使用済燃料
集合体の中性子実効増倍率を測定し、新燃料で確立して
いる解析手法を用いて予め集合体の中性子実効増倍率と
等価初期濃度の相関及び貯蔵体系の中性子実効増倍率と
等価初期濃度の相関を求めておき、前記測定した中性子
実効増倍率により貯蔵体系の中性子実効増倍率もしくは
集合体の制限中性子実効増倍率を求めることにより達成
される。
集合体の中性子実効増倍率を測定し、新燃料で確立して
いる解析手法を用いて予め集合体の中性子実効増倍率と
等価初期濃度の相関及び貯蔵体系の中性子実効増倍率と
等価初期濃度の相関を求めておき、前記測定した中性子
実効増倍率により貯蔵体系の中性子実効増倍率もしくは
集合体の制限中性子実効増倍率を求めることにより達成
される。
【００１０】
【作用】上記構成によれば、使用済燃料集合体の中性子
実効増倍率測定体系と同じ単一体系の新燃料の等価濃縮
度と中性子実効増倍率の第１の相関と、核燃料貯蔵設備
を想定した複数体系の新燃料の等価濃縮度と中性子実効
増倍率の第２の相関とを予め求めておく。
実効増倍率測定体系と同じ単一体系の新燃料の等価濃縮
度と中性子実効増倍率の第１の相関と、核燃料貯蔵設備
を想定した複数体系の新燃料の等価濃縮度と中性子実効
増倍率の第２の相関とを予め求めておく。
【００１１】まず、使用済燃料集合体の単一体系の中性
子実効増倍率Ｋ0を測定し、第１の相関により中性子実
効増倍率Ｋ0に対する等価初期濃縮度ｅ0が得られる。ま
た、第２の相関により最終的に臨界安全評価が必要な複
数体系の等価初期濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率
Ｋcが得られる。
子実効増倍率Ｋ0を測定し、第１の相関により中性子実
効増倍率Ｋ0に対する等価初期濃縮度ｅ0が得られる。ま
た、第２の相関により最終的に臨界安全評価が必要な複
数体系の等価初期濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率
Ｋcが得られる。
【００１２】次に、単一体系の予め求めた初期濃縮度を
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
３の相関を用い、測定した使用済燃料集合体の中性子実
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から燃焼度ｂ
0が得られる。
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
３の相関を用い、測定した使用済燃料集合体の中性子実
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から燃焼度ｂ
0が得られる。
【００１３】次に、複数体系の予め求めた初期濃縮度を
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
４の相関を用い、第３の相関で得られた燃焼度ｂ0とパ
ラメータの初期濃縮度から最終的に臨界安全評価が必要
な複数体系の中性子実効増倍率Ｋｂが得られる。
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
４の相関を用い、第３の相関で得られた燃焼度ｂ0とパ
ラメータの初期濃縮度から最終的に臨界安全評価が必要
な複数体系の中性子実効増倍率Ｋｂが得られる。
【００１４】予め、得られた複数体系の中性子実効増倍
率Ｋｂが等価初期濃縮度換算で求めた中性子実効増倍率
Ｋcより小さいことを確認しておく。これにより最終的
に臨界安全評価が必要な複数体系の中性子実効増倍率は
Ｋcとすることができる。
率Ｋｂが等価初期濃縮度換算で求めた中性子実効増倍率
Ｋcより小さいことを確認しておく。これにより最終的
に臨界安全評価が必要な複数体系の中性子実効増倍率は
Ｋcとすることができる。
【００１５】また、逆にＫcを制限中性子実効増倍率と
することにより、測定時受入れ可能な中性子実効増倍率
Ｋ0を導くこともできる。
することにより、測定時受入れ可能な中性子実効増倍率
Ｋ0を導くこともできる。
【００１６】
【実施例】以下本発明の実施例を図により説明する。
【００１７】図１は一般的な使用済燃料集合体の輸送容
器の断面図である。
器の断面図である。
【００１８】先ず、輸送容器の構造を説明する。
【００１９】本図に示すように１は使用済燃料集合体、
２はそれぞれの使用済燃料集合体１を所定の位置・間隔
で保持する燃料バスケット、３は使用済燃料集合体から
放射される放射線を遮蔽する遮蔽体である。この外に図
示せざる内筒及び外筒が遮蔽体３の内側及び外側にあ
る。
２はそれぞれの使用済燃料集合体１を所定の位置・間隔
で保持する燃料バスケット、３は使用済燃料集合体から
放射される放射線を遮蔽する遮蔽体である。この外に図
示せざる内筒及び外筒が遮蔽体３の内側及び外側にあ
る。
【００２０】次に本実施例の燃焼度クレジット導入方法
について説明する。
について説明する。
【００２１】ステップ１ 測定対象である使用済燃料集合体と同じ仕様の新燃料を
想定して濃縮度を変えて中性子実効増倍率Ｋeffを新燃
料で確立している臨界安全解析手法を用いて第１の相関
を得る。
想定して濃縮度を変えて中性子実効増倍率Ｋeffを新燃
料で確立している臨界安全解析手法を用いて第１の相関
を得る。
【００２２】図２は第１の相関を示す図表である。
【００２３】ステップ２ 輸送容器等の貯蔵設備体系を想定し使用済燃料集合体と
同じ仕様の複数体系について、新燃料の濃縮度を変えて
中性子実効増倍率Ｋeffをステップ１と同様な解析手法
を用いて第２の相関を得る。
同じ仕様の複数体系について、新燃料の濃縮度を変えて
中性子実効増倍率Ｋeffをステップ１と同様な解析手法
を用いて第２の相関を得る。
【００２４】図３は第２の相関を示す図表である。
【００２５】ステップ３ ステップ１と同じ単一体系について、初期濃縮度をパラ
メータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第３
の相関を得る。
メータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第３
の相関を得る。
【００２６】図４は第３の相関を示す図表である。
【００２７】ステップ４ ステップ２と同じ複数体系について初期濃縮度をパラメ
ータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第４の
相関が得られる。
ータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第４の
相関が得られる。
【００２８】図５は第４の相関を示す図表である。
【００２９】ステップ５ 第３の相関を用い測定した使用済燃料集合体の中性子実
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から単一体系
の燃焼度ｂ0を得る。
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から単一体系
の燃焼度ｂ0を得る。
【００３０】ステップ６ 第４の相関を用い、ステップ５で得られた燃焼度ｂ0と
パラメータの初期濃縮度から複数体系の中性子実効増倍
率Ｋｂを得る。
パラメータの初期濃縮度から複数体系の中性子実効増倍
率Ｋｂを得る。
【００３１】ステップ７ ステップ６で得られた複数体系の中性子実効増倍率Ｋｂ
が前提とする燃焼度及び初期濃縮度のパラメータ範囲内
において中性子実効増倍率Ｋcより小さいことにより臨
界安全設計を確認しておく。
が前提とする燃焼度及び初期濃縮度のパラメータ範囲内
において中性子実効増倍率Ｋcより小さいことにより臨
界安全設計を確認しておく。
【００３２】ステップ８ 使用済燃料集合体の単一体系の中性子実効増倍率Ｋ0を
測定し、第１の相関により中性子実効増倍率Ｋ0に対す
る等価初期濃縮度ｅ0を得る。
測定し、第１の相関により中性子実効増倍率Ｋ0に対す
る等価初期濃縮度ｅ0を得る。
【００３３】ステップ９ 第２の相関により臨界安全評価が必要な複数体系の初期
濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率Ｋcを得る。
濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率Ｋcを得る。
【００３４】また、逆の手順により第２の相関おいて貯
蔵設備体系の制限中性子実効増倍率を与えることによ
り、単一集合体系の受入可能な中性子実効増倍率を定め
ることが出来、それらの値を基にステップ１での測定時
に速やかに燃料を受入れるかどうかの判断が可能となる
蔵設備体系の制限中性子実効増倍率を与えることによ
り、単一集合体系の受入可能な中性子実効増倍率を定め
ることが出来、それらの値を基にステップ１での測定時
に速やかに燃料を受入れるかどうかの判断が可能となる
【００３５】
【発明の効果】本発明によれば、核燃料貯蔵設備の臨界
安全設計に燃焼度を考慮することが出来、貯蔵量の増大
を図ることが可能となる。
安全設計に燃焼度を考慮することが出来、貯蔵量の増大
を図ることが可能となる。
【図１】一般的な使用済燃料集合体の輸送容器の縦断面
図である。
図である。
【図２】本発明の実施例の第１の相関を示す図表であ
る。
る。
【図３】本発明の実施例の第２の相関を示す図表であ
る。
る。
【図４】本発明の実施例の第３の相関を示す図表であ
る。
る。
【図５】本発明の実施例の第４の相関を示す図表であ
る。
る。
１ 使用済燃料集合体 ２ 燃料バスケット ３ 遮蔽体
─────────────────────────────────────────────────────
【手続補正書】
【提出日】平成４年８月１８日
【手続補正１】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正内容】
【書類名】 明細書
【発明の名称】 使用済燃料集合体の燃焼度クレジット
導入方法
導入方法
【特許請求の範囲】
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、使用済燃料集合体を輸
送もしくは貯蔵する輸送容器及び貯蔵設備の燃焼度の影
響を考慮した臨界安全設計を行う方法に関する。
送もしくは貯蔵する輸送容器及び貯蔵設備の燃焼度の影
響を考慮した臨界安全設計を行う方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】使用済燃料の輸送若しくは貯蔵容器（キ
ャスク）の臨界安全設計における未臨界性の評価では、
中性子増倍率が最も高くなるような燃料を想定する必要
が有る。従来、この想定において未燃焼の燃料を前提と
した臨界安全設計が行われている。 実際には使用済燃
料は、燃焼によって実効的な核分裂性物質量が減少する
ことにより１個の中性子に対して核分裂する割合が小さ
くなり、さらに、核分裂生成物の蓄積により中性子吸収
効果が増大するために、中性子増倍率が低下している。
使用済燃料の取扱い施設の臨界安全設計及び臨界安全管
理において、燃焼に伴う燃料の中性子増倍率の低下を考
慮することを燃焼度クレジットといい、近年燃焼度クレ
ジットの考え方を採用することについての技術的検討が
世界各国でなされている。多数の原子力発電所を有する
米国では、既に一部の燃料貯蔵プールに燃焼度クレジッ
トを取り入れ、貯蔵容利用量を増加させている。
ャスク）の臨界安全設計における未臨界性の評価では、
中性子増倍率が最も高くなるような燃料を想定する必要
が有る。従来、この想定において未燃焼の燃料を前提と
した臨界安全設計が行われている。 実際には使用済燃
料は、燃焼によって実効的な核分裂性物質量が減少する
ことにより１個の中性子に対して核分裂する割合が小さ
くなり、さらに、核分裂生成物の蓄積により中性子吸収
効果が増大するために、中性子増倍率が低下している。
使用済燃料の取扱い施設の臨界安全設計及び臨界安全管
理において、燃焼に伴う燃料の中性子増倍率の低下を考
慮することを燃焼度クレジットといい、近年燃焼度クレ
ジットの考え方を採用することについての技術的検討が
世界各国でなされている。多数の原子力発電所を有する
米国では、既に一部の燃料貯蔵プールに燃焼度クレジッ
トを取り入れ、貯蔵容利用量を増加させている。
【０００３】ANSI/ANS-57.7-1981は使用済燃料貯蔵プー
ルの臨界安全評価における燃料の想定を以下の二つの分
類のどちらかとしている。
ルの臨界安全評価における燃料の想定を以下の二つの分
類のどちらかとしている。
【０００４】ａ）燃焼による核分裂性物質量の減少は考
慮せず、プール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
慮せず、プール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
【０００５】ｂ）燃焼による核分裂性物質量の減少を考
慮する場合は、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定しそれ
に対応した中性子増倍率を設定すること、および実測に
より中性子増倍率の低下を確認すること。
慮する場合は、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定しそれ
に対応した中性子増倍率を設定すること、および実測に
より中性子増倍率の低下を確認すること。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】使用済燃料集合体の未
臨界度測定方法はいくつか提案されているが、それらの
手法は確立していない。
臨界度測定方法はいくつか提案されているが、それらの
手法は確立していない。
【０００７】また、燃焼度データを基にして臨界安全設
計を行う手法もあるが、燃焼計算、臨界計算等の誤差が
不明のためこの手法も十分に確立していない。
計を行う手法もあるが、燃焼計算、臨界計算等の誤差が
不明のためこの手法も十分に確立していない。
【０００８】このように従来技術においては、核燃料貯
蔵設備の臨界安全設計に燃焼度のフアクタを入れておら
ず、使用済燃料集合体では反応度が低下しているにも拘
らず燃料の反応度を最も安全側の中性子未照射の状態即
ち、新燃料の状態として取り扱い、そのために例えば収
納可能な数よりも少ない使用済燃料集合体に制限する過
剰設計となっている。
蔵設備の臨界安全設計に燃焼度のフアクタを入れておら
ず、使用済燃料集合体では反応度が低下しているにも拘
らず燃料の反応度を最も安全側の中性子未照射の状態即
ち、新燃料の状態として取り扱い、そのために例えば収
納可能な数よりも少ない使用済燃料集合体に制限する過
剰設計となっている。
【０００９】本発明の目的は、核燃料貯蔵設備の燃焼度
を考慮した臨界安全設計を行う上で一つの手法を提案す
ることにある。
を考慮した臨界安全設計を行う上で一つの手法を提案す
ることにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記目的は、使用済燃料
集合体の中性子実効増倍率を測定し、新燃料で確立して
いる解析手法を用いて予め集合体の中性子実効増倍率と
等価初期濃縮度の相関及び貯蔵体系の中性子実効増倍率
と等価初期濃縮度の相関を求めておき、前記測定した中
性子実効増倍率により貯蔵体系の中性子実効増倍率もし
くは集合体の制限中性子実効増倍率を求めることにより
達成される。
集合体の中性子実効増倍率を測定し、新燃料で確立して
いる解析手法を用いて予め集合体の中性子実効増倍率と
等価初期濃縮度の相関及び貯蔵体系の中性子実効増倍率
と等価初期濃縮度の相関を求めておき、前記測定した中
性子実効増倍率により貯蔵体系の中性子実効増倍率もし
くは集合体の制限中性子実効増倍率を求めることにより
達成される。
【００１１】
【作用】上記構成によれば、使用済燃料集合体の中性子
実効増倍率測定体系と同じ単一体系の新燃料の等価濃縮
度と中性子実効増倍率の第１の相関と、核燃料貯蔵設備
を想定した複数体系の新燃料の等価濃縮度と中性子実効
増倍率の第２の相関とを予め求めておく。
実効増倍率測定体系と同じ単一体系の新燃料の等価濃縮
度と中性子実効増倍率の第１の相関と、核燃料貯蔵設備
を想定した複数体系の新燃料の等価濃縮度と中性子実効
増倍率の第２の相関とを予め求めておく。
【００１２】まず、使用済燃料集合体の単一体系の中性
子実効増倍率Ｋ0を測定し、第１の相関により中性子実
効増倍率Ｋ0に対する等価初期濃縮度ｅ0が得られる。ま
た、第２の相関により最終的に臨界安全評価が必要な複
数体系の等価初期濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率
Ｋcが得られる。
子実効増倍率Ｋ0を測定し、第１の相関により中性子実
効増倍率Ｋ0に対する等価初期濃縮度ｅ0が得られる。ま
た、第２の相関により最終的に臨界安全評価が必要な複
数体系の等価初期濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率
Ｋcが得られる。
【００１３】次に、単一体系の予め求めた初期濃縮度を
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
３の相関を用い、測定した使用済燃料集合体の中性子実
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から燃焼度ｂ
0が得られる。
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
３の相関を用い、測定した使用済燃料集合体の中性子実
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から燃焼度ｂ
0が得られる。
【００１４】次に、複数体系の予め求めた初期濃縮度を
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
４の相関を用い、第３の相関で得られた燃焼度ｂ0とパ
ラメータの初期濃縮度から最終的に臨界安全評価が必要
な複数体系の中性子実効増倍率Ｋｂが得られる。
パラメータとする燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第
４の相関を用い、第３の相関で得られた燃焼度ｂ0とパ
ラメータの初期濃縮度から最終的に臨界安全評価が必要
な複数体系の中性子実効増倍率Ｋｂが得られる。
【００１５】予め、得られた複数体系の中性子実効増倍
率Ｋｂが等価初期濃縮度換算で求めた中性子実効増倍率
Ｋcより小さいことを確認しておく。これにより最終的
に臨界安全評価が必要な複数体系の中性子実効増倍率評
価値はＫcとすることができる。
率Ｋｂが等価初期濃縮度換算で求めた中性子実効増倍率
Ｋcより小さいことを確認しておく。これにより最終的
に臨界安全評価が必要な複数体系の中性子実効増倍率評
価値はＫcとすることができる。
【００１６】また、逆にＫcを制限中性子実効増倍率と
することにより、測定時受入れ可能な中性子実効増倍率
Ｋ0を導くこともできる。
することにより、測定時受入れ可能な中性子実効増倍率
Ｋ0を導くこともできる。
【００１７】
【実施例】以下本発明の実施例を図により説明する。
【００１８】図１は一般的な使用済燃料集合体の輸送容
器の断面図である。
器の断面図である。
【００１９】先ず、輸送容器の構造を説明する。
【００２０】本図に示すように１は使用済燃料集合体、
２はそれぞれの使用済燃料集合体１を所定の位置・間隔
で保持する燃料バスケット、３は使用済燃料集合体から
放射される放射線を遮蔽する遮蔽体である。この外に図
示せざる内筒及び外筒が遮蔽体３の内側及び外側にあ
る。
２はそれぞれの使用済燃料集合体１を所定の位置・間隔
で保持する燃料バスケット、３は使用済燃料集合体から
放射される放射線を遮蔽する遮蔽体である。この外に図
示せざる内筒及び外筒が遮蔽体３の内側及び外側にあ
る。
【００２１】次に本実施例の燃焼度クレジット導入方法
について説明する。
について説明する。
【００２２】ステップ１ 測定対象である使用済燃料集合体と同じ仕様の新燃料を
想定して濃縮度を変えて中性子実効増倍率Ｋeffを新燃
料で確立している臨界安全解析手法を用いて第１の相関
を得る。
想定して濃縮度を変えて中性子実効増倍率Ｋeffを新燃
料で確立している臨界安全解析手法を用いて第１の相関
を得る。
【００２３】図２は第１の相関を示す図表である。
【００２４】ステップ２ 輸送容器等の貯蔵設備体系を想定し使用済燃料集合体と
同じ仕様の複数体系について、新燃料の濃縮度を変えて
中性子実効増倍率Ｋeffをステップ１と同様な解析手法
を用いて第２の相関を得る。
同じ仕様の複数体系について、新燃料の濃縮度を変えて
中性子実効増倍率Ｋeffをステップ１と同様な解析手法
を用いて第２の相関を得る。
【００２５】図３は第２の相関を示す図表である。
【００２６】ステップ３ ステップ１と同じ単一体系について、初期濃縮度をパラ
メータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第３
の相関を得る。
メータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第３
の相関を得る。
【００２７】図４は第３の相関を示す図表である。
【００２８】ステップ４ ステップ２と同じ複数体系について初期濃縮度をパラメ
ータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第４の
相関が得られる。
ータとして、燃焼度と中性子実効増倍率Ｋeffの第４の
相関が得られる。
【００２９】図５は第４の相関を示す図表である。
【００３０】ステップ５ 第３の相関を用い測定した使用済燃料集合体の中性子実
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から単一体系
の燃焼度ｂ0を得る。
効増倍率Ｋ0とパラメータの初期濃縮度ｅ0から単一体系
の燃焼度ｂ0を得る。
【００３１】ステップ６ 第４の相関を用い、ステップ５で得られた燃焼度ｂ0と
パラメータの初期濃縮度から複数体系の中性子実効増倍
率Ｋｂを得る。
パラメータの初期濃縮度から複数体系の中性子実効増倍
率Ｋｂを得る。
【００３２】ステップ７ ステップ６で得られた複数体系の中性子実効増倍率Ｋｂ
が、前提とする燃焼度及び初期濃縮度のパラメータ範囲
内において中性子実効増倍率Ｋcより小さいこを確認し
ておく。
が、前提とする燃焼度及び初期濃縮度のパラメータ範囲
内において中性子実効増倍率Ｋcより小さいこを確認し
ておく。
【００３３】ステップ８ 使用済燃料集合体の単一体系の中性子実効増倍率Ｋ0を
測定し、第１の相関により中性子実効増倍率Ｋ0に対す
る等価初期濃縮度ｅ0を得る。
測定し、第１の相関により中性子実効増倍率Ｋ0に対す
る等価初期濃縮度ｅ0を得る。
【００３４】ステップ９ 第２の相関により臨界安全評価が必要な複数体系の初期
濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率Ｋcを得ることがで
きる。
濃縮度ｅ0に対する中性子実効増倍率Ｋcを得ることがで
きる。
【００３５】また、逆の手順により第２の相関おいて貯
蔵設備体系の制限中性子実効増倍率を与えることによ
り、単一集合体系の受入可能な中性子実効増倍率を定め
ることが出来、それらの値を基にステップ１での測定時
に速やかに燃料を受入れるかどうかの判断が可能とな
る。
蔵設備体系の制限中性子実効増倍率を与えることによ
り、単一集合体系の受入可能な中性子実効増倍率を定め
ることが出来、それらの値を基にステップ１での測定時
に速やかに燃料を受入れるかどうかの判断が可能とな
る。
【００３６】
【発明の効果】本発明によれば、核燃料貯蔵設備の臨界
安全設計に燃焼度を考慮することが出来、貯蔵量の増大
を図ることが可能となる。
安全設計に燃焼度を考慮することが出来、貯蔵量の増大
を図ることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】一般的な使用済燃料集合体の輸送容器の縦断面
図である。
図である。
【図２】本発明の実施例の第１の相関を示す図表であ
る。
る。
【図３】本発明の実施例の第２の相関を示す図表であ
る。
る。
【図４】本発明の実施例の第３の相関を示す図表であ
る。
る。
【図５】本発明の実施例の第４の相関を示す図表であ
る。
る。
【符号の説明】 １ 使用済燃料集合体 ２ 燃料バスケット ３ 遮蔽体
Claims (1)
- 【請求項１】 使用済燃料集合体の中性子実効増倍率を
測定し、新燃料で確立している解析手法を用いて予め集
合体の中性子実効増倍率と等価初期濃度の相関及び貯蔵
体系の中性子実効増倍率と等価初期濃度の相関を求めて
おき、前記測定した中性子実効増倍率により貯蔵体系の
中性子実効増倍率もしくは集合体の制限中性子実効増倍
率を求めることを特徴とする使用済燃料集合体の燃焼度
クレジット導入方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4215040A JPH0659082A (ja) | 1992-08-12 | 1992-08-12 | 使用済燃料集合体の燃焼度クレジット導入方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4215040A JPH0659082A (ja) | 1992-08-12 | 1992-08-12 | 使用済燃料集合体の燃焼度クレジット導入方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0659082A true JPH0659082A (ja) | 1994-03-04 |
Family
ID=16665764
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4215040A Withdrawn JPH0659082A (ja) | 1992-08-12 | 1992-08-12 | 使用済燃料集合体の燃焼度クレジット導入方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0659082A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009168801A (ja) * | 2007-12-20 | 2009-07-30 | Westinghouse Electric Co Llc | 使用済み原子燃料の燃焼控除の改善方法 |
| JP2011247854A (ja) * | 2010-05-31 | 2011-12-08 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法、測定装置および測定用プログラム、並びに照射燃料集合体の核種組成の予測精度の確証方法 |
-
1992
- 1992-08-12 JP JP4215040A patent/JPH0659082A/ja not_active Withdrawn
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009168801A (ja) * | 2007-12-20 | 2009-07-30 | Westinghouse Electric Co Llc | 使用済み原子燃料の燃焼控除の改善方法 |
| JP2011247854A (ja) * | 2010-05-31 | 2011-12-08 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法、測定装置および測定用プログラム、並びに照射燃料集合体の核種組成の予測精度の確証方法 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 19991102 |