報告書番号

EX25005

タイトル（和文）

燃料被覆管核変換計算システムの構築と燃料被覆管の核変換に伴う反応度への影響評価

タイトル（英文）

Development of Nuclear Transmutation Calculation Framework for Fuel Cladding and Evaluation of Impact of Nuclear Transmutation of Cladding on Reactivity

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

背景
福島第一原子力発電所の事故をうけ、シビアアクシデント時の事象進展の時間的猶予を拡大する目的で、事故耐性燃料（ATF : Accident Tolerant Fuel or Advanced Technology Fuel）の開発が進められている。ATFには、鉄（Fe）とクロム（Cr）、アルミニウム（Al）の合金であるFeCrAlのように従来材と組成が大きく異なるものを燃料被覆管に用いたものがある。従来の被覆管材料の主要元素であるジルコニウム（Zr）は熱中性子を吸収しにくいため、核特性の評価においては燃料物質の燃焼のみが考慮され、被覆管に含まれる核種の中性子吸収による核変換は考慮されていない。しかし、ATF被覆管に含まれるFeやCrといった元素にはZrに比べて熱中性子吸収による核変換を起こしやすい核種が含まれるため、そうした核種が核変換し、それが反応度へ影響を与える可能性がある。したがって、今後のATF被覆管の実用化に向けて、事前に反応度への影響を定量的に把握する必要がある。しかし、これまでの燃焼計算コードでは燃料物質の燃焼のみを取り扱っていたため、被覆管の核変換量を精緻に求める計算システムが存在しない。
目的
被覆管の核変換を解析可能な計算システムを構築し、運転中の被覆管の核変換とそれに伴う反応度の変化を解析および評価することで、核特性の解析において被覆管核種の核変換を考慮する必要性について明らかにする。
主な成果
1.被覆管の核変換を考慮可能な計算システムの構築
半減期が長く中性子反応断面積が大きい核種を、被覆管核種の核変換で考慮すべき核種として選定し、核種間の核反応と崩壊の経路を決定することで、被覆管用の燃焼チェーンファイルを作成した。これを取り扱うために、当所で開発しているマルチフィジックス燃焼計算システムCOMPASSに中性子輸送連続エネルギーモンテカルロコードMCNP6.3を組み込み、被覆管の核変換を考慮可能な計算システムを構築した。
2. 被覆管の核変換を考慮した核特性の評価
現行よりも高い取り出し燃焼度までを想定し、従来の被覆管およびATF被覆管の組み合わせに対して、被覆管の核変換を考慮する場合としない場合のそれぞれで燃焼計算を行い、反応度の差異を評価した。その結果、被覆管の核変換を考慮することで、核変換前よりも吸収断面積が大きい核種が生成し、最大で約25pcm（=2.5×10^(-4) Δk/k）の反応度の減少が確認された。この値は炉心設計における安全性評価の際に求められる計算誤差の基準（約700pcm）よりも1桁以上小さくいため、核特性上は被覆管の核変換を考慮する必要がないことを明らかにした。

概要 （英文）

For the deployment of ATF (Accident Tolerant Fuel or Advanced Technology Fuel), new cladding materials such as FeCrAl and FeCrAl-ODS are being studied. These materials contain iron and chromium isotopes, which have relatively high thermal neutron absorption cross sections. This leads to enhanced nuclear transmutation, where depletion of isotopes with large cross sections and production of others may affect core neutronic characteristics. However, detailed analyses of nuclear transmutation of cladding materials have been outside the scope of existing burnup calculation systems. In this study, a calculation system was developed to evaluate isotopic changes in cladding materials. A new burnup chain was prepared, and MCNP6.3 was incorporated into the existing burnup framework, enabling detailed tracking of transmutation processes. Using this system, the reactivity differences between calculations with and without nuclear transmutation of cladding materials were quantified. The maximum difference was approximately 25pcm, indicating that the influence of transmutation of cladding materials on core neutronic characteristics is negligible. Nevertheless, if future cladding concepts incorporate elements such as molybdenum or niobium, whose neutron-absorption characteristics are more sensitive to transmutation, evaluating transmutation effects may become increasingly important.

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