プルトニウム利用技術に関する調査(5) 次世代型BWRの炉心特性調査

Investigation of utilizing plutonium as mixed oxide fuel (5); BWR for next generation

平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*

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軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。

Planning of the plutonium utihzation in the Light water thermal reactor has been investigated to evaluate scenario for FBR development. Plans for MOX fuel utilization in the ABWR including Ooma plant are studied, and information of high burnup fuels for a future BWR is summarized based on public documents. Nuclear compositions of the present burnup fuel (45,000MWd/t) and a high burnup fue (60,000MWd/t) have been evaluated using an open code: SRAC. Results of the study are follows; (1)Surveying the status of MOX fuel utilization. The status of MOX and UO fuel utilization in the present BWR and future BWR have been summarized based on public documents. (2)Evaluation of spent MOX and UO fuel composition. Nuclear compositions of spent MOX and UO fuels at 45,000MWd/t and 60,000MWd/t burnup have been evaluated and summarized for recycle scenarios by FBR.