ウラン不使用型高速炉の特性解析(II)

Core concept study on plutonium burning fast reactor (II)

山岡 光明*; 飯田 正明*; 川島 正俊*; 藤田 玲子*

Yamaoka, Mitsuaki*; not registered; Kawashima, Masatoshi*; Fujita, Reiko*

高速炉によるプルトニウム燃焼特性を向上させるためには、プルトニウム燃料の母材としてウラン以外の物質を使用することが有効と考えられる。平成5年度には、このウラン不使用型高速炉について、従来MOX炉との比較を中心に炉心特性、安全特性の観点から検討し、その特徴を明らかにした。本年度は、熱出カ1600MW・炉心径4m以下の条件で、炉心寸法・配置を検討し、本炉心概念の特徴である低Naポイド反応度を生かしつつ、固定吸収体なしで速転サイクル長期化・燃焼度増大が可能な炉心仕様の真体化をはかった。また、マイナーアクチニド添加効果、二酸化ウラン添加効果、吸収体非均質装荷などの影響度評価を行うとともに、安全解析を実施した。燃料形態としては、乎成5年度の結果をもとに、炉心特性およぴ燃料物性の観点から、アルミナおよびベリリアを母材とするプルトニウム酸化物燃料を考えた。物性値評価においては、二酸化プルトニウム、アルミナ、ベリリア各単体の物性データもとに、その混合物の熱伝導度、密度、融点を温度依存性も含め定量的に推定評価した。この結果は、安全解析へ反映した。炉心核熱特性検討の結果、制御棒本数・配置を適切に選定することにより、固定吸収体なしで運転サイクル9か月が可能なことがわかった。主な特性は母材がアルミナの場合、Pu燃焼度40%、Pu fissile減少卒59%、量大線出カ320W/cm、Naボイド反応度-1ドル(全炉心ボイド)である。母材がヘベリアのの場合もほぼ同様な特性である。出カ変動は従来炉より大きいが、冷却材出人口温度を510/390と設定することにより被覆管最高温度制限を満足できる。燃料へのマイナーアクチニド添加、ウラン添加、炉内へのB4C非均質装荷は、燃焼欠損反応度が低減される点で有効であるが、反応度係徴への影響も大きいので、さらに安全特性への影響を勘案する必要がある。これら炉心の安全解析を行い、短時間挙動を比較用MOX炉心と比較した。ULOF解析結果より、本炉心概念では高い燃料熱伝導度に起困する低い熱料温度と低いNaポイド反応度によって、炉心応答が従来型炉より緩和されることがわかった。一方、UT0P解析結果からは、ドップラー係数が小さいため、やや従来炉より応答が大きく、従来炉と同等以上の設計対策が必要である。

To enhance plutonium burning capability in fast reactors, one of the effective means is to use materials other than uranium for dilution of plutonium. A feasibility study was made to build a 600MWe-class core concept within the do-main of sodium-cooled fast reactors. The analysis covered core static and transient characteristics, including fuel material surveys. The candidate fuels were chosen as plutonium oxide with diluen materials, such as AlO and BeO, to keep the Doppler coefficients negative large enough, condisering the TOP-type transisnts results from the FY1993 study. Core nuclear analysis showed that use of fuel without uranium considerably increases burnup swing and power mismatch between fresh and burnt fuels, aiming at the long cycle length as the 600MWe MOX core design. The core characteristics under ULOF- and UTOP-transients were compared with those in the 600MWe-MOX core. The study showed that the 9-month cycle core burned 59% fissile plutonium with negative sodium void worth (-1 $) under the plant condition for sodium inlet 390 C-deg. and the outlet temperature 510 C-deg. This study revealed that core neutronic feasibility has shown for such an innovative core concept with selecting appropriate diluent fuel materials combining core specifications. This means that sodium-cooled fast reactor has additional larger flexibility associated with plutonium utilization in the future.