Na炉、Pb-Bi炉、ガス炉における元素分離LLFPの核変換特性

LLFP Transmutation Performance in Sodium,Pb-Bi and He Cooled Fast Reactors

高木 直行; 永沼 正行  ; 水野 朋保

Takaki, Naoyuki; Naganuma, Masayuki; Mizuno, Tomoyasu

Na冷却高速炉、Pb-Bi冷却高速炉及びHeガス冷却高速炉の炉心について、LLFP核変換対応能力を核・熱・材料の観点から検討した。対象LLFPはIとTcの2元素である。核変換の目標性能として、変換量/生成量比1.0、かつ取り出し時核変換率30%の達成を設定し検討を行った。LLFP集合体を装荷した各炉心の熱流力解析においては、いずれの炉型でも、水素透過制限が支配因子となって必要冷却材流量が規定される結果を得た。Na冷却MOX燃料大型炉及びPb-Bi冷却炉では、LLFP集合体を径方向ブランケット領域に装荷する場合、LLFP集合体への必要冷却材流量は全流量の1%程度と少なく、大きな炉心設計対応なしにLLFP集合体を受け入れ、目標の核変換性能を達成できる可能性がある。Heガス冷却炉では、今回の評価範囲では目標の取り出し核変換率を達成できず、さらに広い検討が必要であることが分かった。

The performance of Sodium, Pb-Bi and He cooled fast reactors in terms of LLFP transmutation has been investigated from view points of nuclear, thermal and material characteristics. The targeted LLFP are two elements as I and Tc. Transmutation performance target set here is simultaneous achievement of the ratio of transmutation rate / production rate of 1.0 and transmutation ratio of 30% at the removal. In the thermal hydraulic analysis for the cores loaded with LLFP assemblies, it is turned out that the hydrogen penetration is still the most significant design restriction of the required coolant flow rate. MOX fueled sodium cooled and Pb-Bi cooled reactors loaded with LLFP assemblies in the core periphery region have a potential to transmute self-produced LLFP at 30% of transmutation rate without significant design modification. As for He cooled reactor, the transmutation rate is below the target value in this study.