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※一部、英文及び仏文を自動翻訳した日本語訳を使用しています。
序章
長年にわたり、加圧水型原子炉 (PWR) における照射済み酸化ウラン (UOX) 燃料に関する臨界評価では、燃料は未照射であると見なされてきました。照射後の燃料特性に関する情報と考慮により、通常はかなりの臨界安全マージンが得られる可能性があります。
濃縮度を235 U に高めた PWR UOX 燃料の使用は、照射済み燃料の貯蔵、再処理、または輸送のための既存および新規の用途における燃焼クレジットの評価を動機付けます。核臨界安全専門家が利用できる方法を使用すれば、照射済み燃料を含むシステムの実際の実効中性子増倍率k effのより現実的な推定が可能です。したがって、通常の状態および事故発生時の最大推定k eff値は、未照射燃料の仮定と比較して低減することができます。
さらに、バーンナップ クレジットを安全に使用すると、全体的なリスクを軽減できます (カスクの移動が少なくなるなど)
したがって、燃焼クレジットを安全に使用するために、この国際規格は、未照射燃料の評価が必要なパラメータに加えて、新しいパラメータを考慮する必要性を強調しています。これは、最初にウラン酸化物を含み、その後 PWR 内で照射される PWR 燃料を使用するシステムの燃焼クレジットの評価をサポートするために対処すべきさまざまな問題を提示します。
この国際規格では、 k eff計算に関する境界アプローチを特定しています。特に未臨界を制御するための追加メカニズムがある場合（例えば、ホウ素、ガドリニウム、または乾式輸送の使用）、他のアプローチを使用することもできる（例えば、信頼できる変動/偏り/不確実性をカバーするk eff基準による平均構成の計算）。
全体的な臨界安全性評価と燃焼度クレジットの最終的な実施は、この国際規格の対象ではありません。しかし、この国際規格における燃焼クレジット評価は、全体的な臨界安全性評価における燃焼クレジットの使用と最終的な燃焼クレジットの実施をサポートする必要がある。
Introduction
For many years, criticality evaluations involving irradiated uranium oxide (UOX) fuels in pressurized water reactor (PWR) considered the fuel as un-irradiated. Information on and consideration of the fuel properties after irradiation could usually have resulted in considerable criticality safety margins.
The use of PWR UOX fuel with increased enrichment of 235U motivates evaluation of burnup credit in existing and new applications for storage, reprocessing or transport of irradiated fuel. A more realistic estimation of the actual effective neutron multiplication factor, keff, of a system involving irradiated fuel is possible with methods available to nuclear criticality safety specialists. Thus, the maximum estimated keff value during normal conditions and incidents can be reduced compared with the assumption of an un-irradiated fuel.
Moreover, the safe use of burnup credit can reduce the overall risk (fewer cask moves, etc.).
Therefore, for the safe use of the burnup credit, this International Standard highlights the need to consider new parameters in addition to those that need evaluation for un-irradiated fuel. It presents the different issues that should be addressed to support evaluations of burnup credit for systems with PWR fuels that are initially containing uranium oxides and then irradiated in a PWR.
This International Standard identifies a bounding approach in terms of keff calculation. Other approaches may be used (e.g. calculation of the average configuration with keff criteria covering credible variations/bias/uncertainties) especially if there are additional mechanisms to control the subcriticality (e.g. use of boron, gadolinium or dry transport).
Overall criticality safety evaluation and eventual implementation of burnup credit are not covered by this International Standard. However, the burnup credit evaluation in this International Standard should support use of burnup credit in the overall criticality safety evaluation and an eventual implementation of burnup credit.