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A Study of the generation of $$^{232}$$U in UO$$_{2}$$ and MOX fuels

UO$$_{2}$$及びMOX燃料における$$^{232}$$Uの生成に関する研究

山本 健土; 奥村 啓介

Yamamoto, Kento; Okumura, Keisuke

核燃料サイクルにおける種々の線量評価において、高エネルギー$$gamma$$線放出核種を生成する$$^{232}$$Uの生成量を正確に予測することは重要であり、その生成経路を明らかにするため、UO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料に対し、燃焼度45GWd/tにおける$$^{232}$$Uの生成量を生成経路ごとに評価した。UO$$_{2}$$燃料とMOX燃料における$$^{232}$$Uの生成量の違いは、主に$$^{234}$$U, $$^{235}$$U, $$^{236}$$Uの初期組成の違いによって生じており、MOX燃料中のプルトニウム及びアメリシウム同位体の初期組成による$$^{232}$$Uの生成量への寄与は、ウラン同位体のそれに比べて小さいことがわかった。また、$$^{232}$$Uの生成量の予測においては、$$^{230}$$Th, $$^{231}$$Pa, $$^{235}$$U, $$^{236}$$Uの捕獲反応断面積と、$$^{237}$$Np, $$^{238}$$Uの(n,2n)反応断面積の精度が重要であることが示された。また、照射前及び照射後の冷却時間が$$^{232}$$Uの生成量に大きく影響することも明らかとなった。

To clarify the generation pathway of $$^{232}$$U in burned fuels, which is an important nuclide for dose evaluation at various stages in fuel cycle, concentrations of $$^{232}$$U generated through various pathways were evaluated for UO$$_{2}$$ and MOX fuels at 45 GWd/t using the ORIGEN2.2 code. It was found that the difference of $$^{232}$$U concentrations in UO$$_{2}$$ and MOX fuel are mainly derived from the difference of the initial compositions of $$^{234}$$U, $$^{235}$$U and $$^{236}$$U and the contribution of plutonium and americium isotopes in MOX fuels is not so large compared with that of uranium isotopes. The results clarified that the capture cross sections of $$^{230}$$Th, $$^{231}$$Pa, $$^{235}$$U and $$^{236}$$U and ($$n$$,2$$n$$) cross sections of $$^{232}$$Np and $$^{238}$$U have a large effect on generation of $$^{232}$$U. The additional investigation showed that not only time after irradiation but also time before irradiation has a strong effect on $$^{232}$$U concentration.

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