JAEA-Data-Code-2012-018

JAEA-Data/Code 2012-018
ORIGEN2 コードでは、放射化生成物 688 核種、アクチノイド核種 128 核種、核分裂生成物 879
核種に対して、重量、放射能量、発熱量が与えられるが、本報では以下の表 1 に示すカットオフ
値を目安とし、寄与の小さな核種は掲載していない。1 号機の炉心において、カットオフされた量
の合計を総量で除した量は、放射化生成物の発熱量を除いて、1%以下である。放射化生成物の
発熱量は、他よりも小さく、影響が小さい。なお、今回の計算では、放射化生成物とはジルカロイ
被覆管と燃料中の酸素が放射化した結果の放射性物質である。
重量
(g/core)
短期 *4 放射能
(Bq/core)
長期 *5 放射能
(Bq/core)
短期発熱 *3
(W/core)
長期発熱 *4
(W/core)
2. 2 運転履歴
表 1 計算結果の掲載に対するカットオフ値
カットオフ 総量
値
*1 カットオフさ 比
れた量
*2
activation 100 2.3E+7 *3 7.0E+2 3.0E-5
actinide 100 6.7E+7 2.0E+2 3.0E-6
FP 100 1.8E+6 4.1E+3 2.2E-3
activation 1E+12 1.9E+17 2.7E+12 1.4E-5
actinide 1E+12 2.0E+19 6.7E+12 3.3E-7
FP 1E+12 4.8E+19 2.1E+12 4.4E-8
activation 1E+9 2.3E+13 1.3E+9 5.9E-5
actinide 1E+9 9.7E+16 2.9E+8 2.9E-9
FP 1E+9 4.5E+17 1.1E+9 2.5E-9
activation 100 2.5E+4 6.4E+2 2.5E-2
actinide 1E+4 1.4E+6 1.1E+4 7.7E-3
FP 1E+4 5.8E+6 4.5E+4 7.8E-3
activation 0.01 7.2E-1 1.6E-2 2.3E-2
actinide 1 1.1E+4 3.5E+0 3.2E-4
FP 1 3.3E+4 3.5E+0 1.0E-4
*1 1 号機炉心の総インベントリ *2 カットオフされた量/総量 *3 2.3E+7=2.3x10 7
*4 炉停止 1 日後 *5 炉停止 20 年後
表 2 に炉心の解析条件[6]を示す。以降、図表では 1 号機を 1F1 のごとく表記する。表 3 に
ORIGEN2 コードで用いたウラン新燃料とジルカロイ-2 の組成を示す。プルサーマル新燃料に
ついては、1 集合体に Pu 富化度 3.9%の MOX 燃料ピンが 44 本と U235 濃縮度 3.7%の UO2 燃料ピンが 16 本含まれていることから、これらの平均値として算出した。Pu 組成は、文献[3]
の表 3.11 に示された BWR4%Pu 富化度(standard)ケースの同位体比を用いて、Pu 富化度
3.9%に規格化して得た。
表 4 に原子力施設運転管理年報[7]から得た 1 号機の定検履歴を示す。3/11 時点では第 26
回の定検が終了し、運転開始後 165 日が経過している。表 5 に 1 号機の各燃料バッチの体数、
照射日数、そして、各燃焼ステップにおける比出力の推定値を載せる。例えば、集合体バッチ番
号 3 番の集合体は 80 体あり、最初の照射期間である第 24 回定検後の運転期間中(349 日間)
に、32.29MW/tHM の比出力で照射された。その後、第 23 回定検後の 341 日間に
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