報告書番号

EX25006

タイトル（和文）

使用済燃料ごとの崩壊熱評価に基づく乾式貯蔵への移行早期化方策の便益評価 －国内PWR高燃焼度燃料の照射履歴に基づく評価－

タイトル（英文）

Benefit evaluation of strategy for early transition from wet to dry storage based on decay heat evaluation for each spent nuclear fuel - Evaluation using irradiation history of domestic high burnup PWR fuel -

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

背景
　国内では、原子力発電所の再稼働が進む中、再処理施設の竣工が遅れており、発電所における湿式貯蔵施設の空き容量が逼迫しつつある。また、現在国内で広く使用されている高燃焼度燃料(55 GWd/t燃料(注1))は取り出し後の崩壊熱が大きいため、従来の48 GWd/t燃料(注1)よりも湿式貯蔵期間が延伸し、空き容量のさらなる逼迫が予想される。
　この課題に対して当所は、使用済燃料ごとに崩壊熱に応じた湿式貯蔵期間を定めることで、湿式貯蔵から乾式貯蔵への移行を早期化する方策を提案している。制限燃焼度に基づき全ての燃料に湿式貯蔵期間を一律に設定する従来方策と比べて、提案方策では燃料ごとに最短の湿式貯蔵期間を設定できるため、早期に乾式貯蔵へ移行できる。前報[1]では、米国における取り出し燃焼度の頻度分布を用いたが、米国と日本では制限燃焼度が異なるため、電気事業者の現場実装のためには国内条件での評価が必要である。

目的
　国内における高燃焼度燃料の照射履歴を反映した崩壊熱計算に基づき、当所が提案する乾式貯蔵への移行を早期化する方策の有効性を定量的に示す。

主な成果
1. 国内の高燃焼度燃料の照射履歴に基づく崩壊熱計算と湿式貯蔵期間の評価
　再稼働基数の多いPWRを対象に、4ループ炉心と17×17型の55 GWd/t燃料を選定し、実機と同じ炉心設計コードCASMO/SIMULATEを用いて、55 GWd/t燃料導入以降11サイクル分の取替炉心設計(注2)を行うことで、燃料652体の照射履歴を作成した。この際、実機におけるサイクル長などの現実的なばらつきも模擬し、かつ実機と同等レベルに安全性と経済性を満たす現実的な設計とした。作成した照射履歴の例として、使用済燃料の取り出し燃焼度の頻度分布を図1に示す。
　作成した燃料ごとの照射履歴を用いた崩壊熱計算を行い、それぞれの燃料の崩壊熱が乾式貯蔵へ移行可能となる熱的制限値を下回る最短の湿式貯蔵期間を評価した(図2)。その結果、制限燃焼度における湿式貯蔵期間は約27年となる一方で、例えば半数の燃料は約23年の湿式貯蔵期間で済むことがわかった。
2. 崩壊熱個別評価に基づく乾式貯蔵移行早期化方策の有効性評価
　提案方策の有効性を示すため、従来方策と提案方策を用いた場合で、原子炉の運転開始からの湿式貯蔵施設における使用済燃料体数を試算した(図3)。その結果、崩壊熱評価に基づき燃料ごとに湿式貯蔵期間を決定する当所の提案方策により、制限燃焼度に基づく従来方策よりも湿式貯蔵期間を短縮でき、湿式貯蔵施設における使用済燃料体数を55 GWd/t燃料でも48 GWd/t燃料と同等に抑制可能であることを定量的に明らかにした。

概要 （英文）

This study proposes a strategy to make the transition of spent nuclear fuel from wet to dry storage earlier by determining the minimum cooling time for each fuel assembly based on its individual decay heat rather than applying a uniform time derived from regulatory burnup limits. Typical irradiation histories for high-burnup PWR fuel were generated with CASMO/SIMULATE core design codes under conditions consistent with typical commercial reactor reload core design practices, ensuring that the generated histories reflect realistic operational characteristics. Decay heat was calculated with ORIGEN-ARP. The minimum cooling time required to meet thermal limits of existing dry storage casks was then evaluated. The conventional method requires approximately 27 years of wet storage for all assemblies, whereas the proposed method allows about half of the assemblies to transition after roughly 23 years without changing regulatory constraints. Sensitivity analysis confirmed that cooling time strongly correlates with discharge burnup and is only marginally influenced by power history. Inventory simulations over a 60-year plant operation indicate that this strategy can reduce maximum spent fuel inventory by about 18%, demonstrating its potential to alleviate storage capacity shortages and improve flexibility in spent fuel management. These findings provide a practical basis for implementing individualized decay heat evaluation as a key measure for sustainable nuclear fuel cycle management.

報告者

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