小型高速炉の炉心・燃料設計研究,5; 平成17年度の研究成果のまとめ

Design studies on small fast reactor cores, 5; Research results in JFY2005

宇都 成昭  ; 岡野 靖; 永沼 正行  ; 水野 朋保; 林 秀行

Uto, Nariaki; Okano, Yasushi; Naganuma, Masayuki; Mizuno, Tomoyasu; Hayashi, Hideyuki

50MWe出力Na冷却金属燃料炉心の「長寿命追求型概念」について、燃料スミア密度に関する照射実績を重視した設計研究を実施した。本概念は、プラント寿命中の燃料無交換と炉心出口温度550C(水素製造の観点)の達成を目指すものである。燃料スミア密度の上限を75%とし、燃料仕様を調整することによって、炉心寿命30年、炉心出口温度550Cを達成する可能性を示した。制御棒については、炉心寿命中に吸収体-被覆管機械的相互作用が発生し得ないことを確認した。遮へい性能の向上と炉心コンパクト化の観点から選定したZr-H遮へい要素において、被覆管にPNC316を用いることで炉心寿命中における水素透過量の制限目安(H/Zr比が1.53以上)を満足する可能性を示した。

A design study on "Long-life Type Concept" of a 50MWe sodium-cooled metal-fueled reactor core was performed with more emphasis on irradiation results regarding fuel smear density. The concept aims at no refueling in a core life time, and achieving higher core outlet temperature such as 550C which is advantageous to hydrogen production. The restriction of upper fuel smear density limit to 75% along with adjustments of fuel specifications showed feasibility of attaining core life time of 30 years and core outlet temperature of 550C. No indication of occurrence of absorber-cladding mechanical interaction (ACMI) was found in the evaluation of ACMI for a control rod element. A shielding with Zr-H was selected in view of enhancement of shielding performance, and the feasibility was shown to satisfy the target allowance level of the ratio of hydrogen to zirconium, more than 1.53, with PNC316 used as the cladding material.