「常陽」MK-III取替炉心の核熱設計に関する設計評価

Analysis and evaluation studies on nuclear and thermaL design of Joyo MK-III next generation core

田渕 士郎; 吉田 昌宏 

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高速実験炉「常陽」では照射性能の向上を目的としたMK-III計画を進めており、その初装荷炉心の運転用炉心燃料は、軽水炉の使用済燃料の混合再処理で得られるプルトニウムと濃縮ウラン(濃縮度18%)を用いて製造されているが、JCO事故の影響で硝酸ウラニル溶液が入手できなくなった。MK-III用の第1次及び第2次取替燃料は、サイクル機構の保有する海外返還プルトニウムを用いるためMK-III初装荷燃料と同一の仕様の燃料を製造することができる。しかし、プルトニウム粉末の保有量には制限があり、また、プルトニウムの海外からの調達には解決すべき課題が多いことから、2010年以降に使用する第3次以降の取替燃料の原料を、入手できる可能性が最も高い再処理施設からの回収ウランベースのMOX粉末とし、これにより燃料製造を行う場合の炉心の核設計及び熱設計の成立性を検討することとした。回収ウランベースのMOX粉末を用いた場合、燃料のウラン濃縮度が低下するが、それによる臨界性の低下をスタック長の増大とプルトニウム富化度の増大により補うこととした。回収ウランベースのMOX粉末と約20%の濃縮ウランを使用した場合、炉心高さ55cm、プルトニウム富化度の上限目標値を34%(燃料製造上のR&Dは不要)とすることにより、現行のMK-III標準平衡炉心と同等の臨界性が得られた。また、約5%濃縮の軽水炉用ウランを使用した場合、炉心高さ60cm、プルトニウム富化度の上限目標値を37%(燃料製造上のR&Dが必要)とすることにより、現行のMK-III標準平衡炉心と同等の臨界性が得られた。燃料スタック長の増加に伴う中性子束低下とプルトニウム富化度増加に伴う中性子束増加の効果が相殺され、取替炉心の最大中性子束はMK-III標準平衡炉心とほぼ同等となった。反応度特性では制御棒価値、ドップラー係数、出力係数は絶対値が大きくなり、ナトリウムボイド反応度は絶対値が小さくなるものの負の値となった。これらより、いずれの取替炉心もMK-III標準平衡炉心と同等の安全性を有していると考えられる。燃料最高温度は、燃料スタック長増加に伴う線出力低下により低下し、プルトニウム富化度増加に伴う融点の低下を考慮した熱設計基準値を下回り、これを満足する見通しを得た。

The Joyo experimental fast reactor is being upgraded with MK-III core to improve the irradiation capability. The initial MK-III core fuel being manufactured with MOX powder with equal parts of uranium and plutonium. The uranium has 18% U enrichment with uranil nitrate. Due to the JCO accident, uranil nitrate is not available in Japan. The first two fuel campaigns for the MK-III core will use JNC plutonium processed in France so the fuel composition will match the initial fuel. However, this plutonium is limited and future plutonium imports have many unresolved problems and may not be available for MK-III fueling. Assuming that the 3 fuel campaign in 2010 will use MOX from reprocessing plant as an alternate, a core and thermal design of Joyo MK-III next generation core has started. The MOX powder extracted from the reprocessing plant will decrease the U enrichment of fabricated fuel pellets. To reach criticality with this fuel, the active core height and plutonium content of fuel should be increased. With 20% enriched uranium, the core design requires 34% plutonium content and 55cm fuel height. With 5% enriched uranium for LWR, the core design requires 37% plutonium content and 60cm fuel height. Neutron flux decreases with increasing core height and increases with increased plutonium content so the two effects can cancel each other out and the maximum fast neutron flux is as high as that of MK-III standard core. While the effect on control rod characteristics due to increasing the fuel height is small, the decrease of effective delayed neutron ratio eff causes increased control rod reactivity described in the cent of unit. The absolute values of Doppler coefficient and power coefficient increase. The absolute value of sodium void reactivity decreases but it is still negative. The maximum fuel temperature meets the thermal design standard value based on the decreased fuel melting point due to the increased plutonium content.