「常陽」MK-III取替炉心の核熱設計に関する設計評価(II)

Analysis and evaluation studies on nuclear and thermal design of JOYO MK-III next generation core (II)

関根 隆 ; 田渕 士郎; 吉田 昌宏 

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高速実験炉「常陽」では、照射性能を向上の目的としたMK-III計画を進めている。従来、「常陽」ではウラン濃縮度 18%の硝酸ウラニル溶液の入手が困難となった。このため、2010年(平成22年)以降にしようする第 3次取替炉心燃料集合体以降の原料に再処理で得られた MOX粉末を用いた場合の、炉心の核設計及び熱設計の成立性に関する検討を平成12年度から開始した。今年度の報告書では、燃料スタック長を60cmとし、1)Pu富化度の上限値を現行とほぼ同じ 31%、Puフィッサイル割合を63.06%とした場合、及び2)ふげん使用済み燃料を再処理したPuフィッサイル率を 50.5%としの原料粉を内側燃料集合体のみに使用した場合の成立性に関する検討を行い、MK-III標準平衡炉心及び昨年度までの解析結果との比較を行った。その結果、炉心燃料のPu富化度及びウラン濃縮度を1)の内側燃料についてはそれぞれ、26.9%及び12.8%、外側燃料は31%及び11.2%、2)については内側燃料を30.5%及び11.4%、外側燃料を32.6%及び10.6%とすることにより、MK-III標準平衡炉心と同等の臨界性を確保できることを確認した。炉心燃料領域高さを60cmとすることに伴う中性子束の低下は、MK-III標準平衡炉心に比べ約57%の現象となったが、MK-II炉心の最大中性子束は上回った。反応度特性では、制御棒価値、ドップラ計数、出力計数は全ての検討ケースでMK-III標準平衡炉に比べ絶対値が大きくなった。ナトリウムボイド反応度についても、絶対値は小さくなるものの負の値であることを確認し、MK-III標準平衡炉心と同等の安全性を有していることを確認した。また、被ばく評価及び安全評価について検討した結果、評価結果はMK-III標準平衡炉心と同程度であることを確認した。

The experimental fast reactor "JOYO" is being upgraded to the MK-III core to improve its irradiation capability. At present, the MOX fuel is fabricated using 18% enriched uranium. However, due to the JCO accident, 18% enriched uranil nitrate is not available in Japan. So, the uranium enrichment of MOX fuel will decrease starting with the third fuel manufacturing campaign in 2010. The nuclear and thermal design of JOYO MK-III next generation core started in 2001. We examined the criticality, linear heat rate and other parameters for two fuel compositions with a 60cm core height. About 31% plutonium content is required to keep the core reactivity as much as the present MK-III core when using plutonium with 63% fissile plutonium ratio. In case of usig reprocessing plutonium only for the MK-III inner driver fuel from the ATR Fugen, which has less fissile plutonium ratio about 50%, plutonium content needs to increase about 32.6%. Neutron flux decreased about 57% from the present MK-III score mainly due to the increase of core height, but exceeded the MK-II core. The control rod worth, the absolute value of Doppler coefficient and power coefficient are larger than the MK-III stcore. The absolute value of the sodium void reactivity decreased but remained negative. These calculations confirmed the safety of each core configuration. Safety analyses were also carried out and it was confirmed that maximum fuel temperature during the transient event and the post accident public radiation dose are almost same as those of the MK-III core.