報告書番号

T94022

タイトル（和文）

ウラン・プルトニウム混合燃料を利用した軽水炉の大幅高燃焼度集合体の検討

タイトル（英文）

URANIUM AND PULTONIUM MIXED FUEL ASSEMBLIES FOR EXTRA-HIGH-BURNUP IN LIGHT WATER REACTROS

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

軽水炉発電ではＵＯ２燃料の高燃焼度化とＭＯＸ燃料の利用が計画されている。沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）でＵＯ２燃料とＭＯＸ燃料の大幅な高燃焼度化（集合体平均５５ＭＷｄ／ｋｇＵ）が可能な集合体（ＭＯＸ燃料集合体およびＵＯ２燃料集合体）を構築した。中性子輸送計算コードを用いた解析により、高燃焼度ＭＯＸ燃料集合体の出力ピーク、制御ブレード価値、燃焼特性などを高燃焼度ＵＯ２燃料集合体と同等にできることを確認した。大幅な高燃焼度化によりＭＯＸ燃料のプルトニウム富化度は大きくなり（８．４２ｗｔ％）、使用済のＵＯ２燃料集合体２体とＭＯＸ燃料集合体１体（ＭＯＸ燃料を除く）のＵＯ２燃料から取り出されるプルトニウムをＭＯＸ燃料集合体１体で処理できる。

概要 （英文）

JAPANESE UTILITIES WOULD LIKE TO EXTEND FUELBURNUP IN LWRS. BWR9X9-9TYPE UO2 AND MOX FUEL ASSEMBLIES WERE DESIGNEDTO ACHIEVE ASSEMBLY AVERAGE BURNUP OF 55MWD/KGU. THE NEUTRON TRANSPORTCALCULATION CODE(FLEXBURN) CONFIRMED THAT THE LOCAL PEAKING RATIO, CONTROL BLADE WORTH AND BURNUP PROPERTIES OF MOX FUEL ASSEMBLY WERE EQUIVALENT TO THOSE OF THE UO2 FUEL ASSEMBLY. THE AMOUNT OF PLUTONIUM IN HIGH-BURNUP MOX FUEL WAS TWICE THAT IN NORMAL BURNUP MOX FUEL. THE PLUTONIUM IN THE MOX FUEL ASSEMBLY IS RECYCLED FROM THE TOTAL AMOUNT OF SPENT UO2 FUEL IN TWO UO2 AND ONE MOX FUEL ASSEMBLIES.

報告者

キーワード