[O33-37] 臨界安全

[O34] Analysis of Fuel Storage Volume Increase by Introducing Burnup Credit based on Neutron Transport Burnup Calculations

(2) Fuel Discharged from Pu-thermal Core

^〇AKINORI YAMAGUCHI¹, HIROKI WATANABE¹, TAKANORI KAMEYAMA¹ (1.TOKAI University)

Keywords:Burnup Credit, SWAT, Criticality Safety Evaluation, Pu-thermal, MOX

統合化燃焼計算コードSWAT3.1を用いてUOX・MOX混合炉心に対した詳細な3次元燃焼計算を行った。計算から算出された核種組成分布に基づきUOX燃料およびMOX燃料へ燃焼度クレジットを導入し、使用済MOX燃料集合体の貯蔵量の増加割合と使用済UOX燃料集合体へ貯蔵に与える影響を定量的に明らかにした。