太径中空燃料を用いた内部増殖炉心概念の設計研究

Design Study on In-core Breeding Concept Using Annular Thick Fuel Pins

前田 誠一郎 ; 高下 浩文 ; 大川 剛; 樋口 真史*; 安部 智之

Maeda, Seiichiro; Takashita, Hirofumi; Okawa, Tsuyoshi; Higuchi, Masashi*; Abe, Tomoyuki

技術開発が最も進み、燃料サイクルにおいてプルサーマルと共通した技術基盤を有する燃料オプションであるMOX燃料を前提とし、早期に実現可能なFBR実用化段階炉心・燃料候補として"太径中空燃料を用いた内部増殖炉心"の検討を進めている。本概念では、太径燃料を用いて燃料体積率を高めることにより、炉心燃料部でのプルトニウム増殖(内部増殖)を可能にし、ブランケット装荷量を最小限まで低減することで、燃料サイクルに循環する物量を大幅に低減し、経済性を向上させている。本検討では、実用化戦略調査研究におけるプラント設計等との取り合い条件を可能なかぎり満足させた3500MWth級の大型炉心に対して設計検討を行い、内部増殖炉心概念の特徴を把握した。被覆管材にODS鋼の使用を想定し、最大高速中性子照射量として約510n/cmを条件として、ブランケットをも含む全炉心での取出平均燃焼度が約130GWd/t(炉心部のみ;約150GWd/t)と大幅な高燃焼度化が達成できることが示された。また、内部増殖炉心では燃焼に伴う反応度変化が小さく、容易に長期運転が可能であると共に空間的、時間的に出力分布が安定していることから冷却特性上も有利であることが確認された。ここで、中性子経済を向上するために比較的高い炉心高さを指向したことに対応して、Naプレナム等のNaボイド反応度低減方策について検討を行った。さらに、導入シナリオの多様性を考慮して、燃焼度を低下させて、増殖性能を追求した炉心像の可能性についても検討した。なお、高燃料体積率、低比出力等の従来概念を超える特徴を有する本炉心概念に対して、炉心崩壊事故のような過酷な条件下での挙動についての知見が十分ではなく、今後、事象進展を把握した上で設計に反映する必要があるものと考えられる。

We are studying on an in-core breeding concept as a candidate for a practical FBR fuel cycle system attainable in an early stage on the premise that sodium coolant and mixed oxide fuel should be adopted, since the technical issues with these combination are most advanced and common with the fuel cycle for a LWR-MOX system. An enhancement of fuel volume fraction using thick fuel pins enables the in-core breeding. The fuel material flow can be greatly lessened by minimizing amount of the blanket with the in-core breeding core. The low material flow leads to significant reduction of the fuel cycle cost. We investigated a 3500 MWth large-scale core adjusting several conditions presented in JNC's feasibility study program for a commercialized FBR system in this study. These were shown in this study that a discharged burnup averaged over the core and the blanket could reach approximately 130 GWd/t (core averaged about 150 GWd/t) within the maximum fast neutron fluence about 510/cm, that the small reactivity loss with burnup easily enabled long operation and that stable power distribution during operation significantly improved hydraulic property in this type core. We investigated measures to reduce sodium void reactivity, because core height enlargement to enhance neutron efficiency caused the increase of sodium void reactivity.We also investigated feasibility of a high breeding type core with low burnup considering a variety of FBR introducing scenarios and a trade-off correlation between breeding performance and burnup extension. The performance in this core design at core disruption accidents is not revealed enough. Further investigation should be made in detail to confirm that the in-core breeding concept could be accepted in a safety aspect.