Irradiation behavior analyses of MA bearing oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors

ナトリウム冷却高速炉のためのAm含有酸化物燃料ピン照射挙動解析

水野 朋保; 小山 真一  ; 皆藤 威二 ; 上羽 智之 ; 田中 健哉

Mizuno, Tomoyasu; Koyama, Shinichi; Kaito, Takeji; Uwaba, Tomoyuki; Tanaka, Kenya

実用化ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料概念として、マイナーアクチニド(MA)を含有した酸化物燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)被覆管による燃料ピンが、TRU均質リサイクル計画で検討されている。軽水炉(LWR)から高速炉への移行期間において、LWRの使用済燃料からTRUを抽出する場合、燃料中のMAの含有量は5wt%と評価された。この条件で、燃料温度と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を燃料挙動解析コード"CEDAR"で解析し、高燃焼度条件での(U,Pu)酸化物燃料及びAmを添加した酸化物燃料の中空ペレットを用いた燃料ピンの照射挙動を評価した。また、被覆管の内圧履歴や照射後の変形プロファイルを評価した。

As a fuel concept for commercialized Sodium-cooled fast reactor (SFR) system, minor actinides (MA) bearing oxide fuel with oxide dispersion strengthened martensitic steel (ODS) cladding was considered under homogeneous TRU recycling strategy. The MA content is calculated to be around 5% of heavy metal in case of trans-uranium (TRU) feed from light water reactor (LWR) spent fuel during the transition phase from LWR to fast reactor era. The fuel temperature profiles, fuel and cladding deformation profiles, and radial temperature distribution at end of life (EOL) were evaluated by fuel performance analytical code CEDAR developed in JAEA to investigate the irradiation behavior of annular MOX fuel pins with (U,Pu) oxide fuel and Am bearing oxide fuel under a high burnup condition. Also, the profiles of pressure on the cladding inner surface and the cladding deformation after irradiation were evaluated.