FBR核燃料サイクル分析 原子力発電の炉型構成及び核燃料サイクルに係るシステム分析(II) (2)FCC II(Fuel Cycle and Cost II)コード概要

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稲垣 光之*; 今井 哲比古*; 伊藤 康浩*; 太田 雅彦*

Inagaki, Mitsuyuki*; Imai, Tsutsuhiko*; Ito, Yasuhiro*; Ota, Masahiko*

本計算コードは、プルトニウム利用炉を含む多炉型系における、超長期にわたる物量収支、燃料コスト、資本費、運転維持費、関連費及び発電原価等をシミュレーションすることにより、炉型構成の問題点、最適化等を研究する事を目的に開発されたものである。 計算コードは、a)軽水炉LWR(U)、LWR(Pu) b)新型転換炉ATR(U)、ATR(Pu) c)高速増殖炉FBR(1)、FBR(2)、FBR(3)の炉型について、単独投入、複合投入それぞれを最大150年間に渡りシュミレーションすることが可能となっており、各種燃料装荷、取出に伴うリード及びラグタイム並びにロス率を可変にできる様に設定されている。燃料費、資本費、運転維持費、関連費では、金利、価格上昇率、現在価値換算の考慮が可能であり、入力データ、算定式等の各種パラメータの選択ができる。また発電原価では、現在価値換算の有無、各年発電原価、システム発電原価(送電端、発電端)、耐用年間平均発電原価(送電端、発電端)の算出が可能である。

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