ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討; 2002年度金属燃料炉心の検討

Fuel and Core Design Study of the Sodium-cooled Fast Reactors; Studies on Metallic Fuel Cores in the JFY2002

杉野 和輝; 水野 朋保; 高木 直行

Sugino, Kazuteru; Mizuno, Tomoyasu; Takaki, Naoyuki

これまでの実用化戦略調査研究における検討結果を踏まえて、核特性向上を目指した従来型均質2領域金属燃料炉心を構築し、酸化物燃料炉心との炉心性能の比較を行った。また、金属燃料炉心特有の炉心特性を十分に生かし、かつ、酸化物燃料炉心と同等の出口温度を有する魅力ある高出口温度対応金属燃料炉心概念を構築した。 従来型均質2領域炉心に関する検討の結果、次のことが分かった。・炉心材料の最大高速中性子照射量(En0.1MeV)を炉心部取出平均燃焼度150GWd/tの酸化物燃料炉心並み(510の23乗n/平方センチメートル)とした炉心仕様では、酸化物燃料炉心と比較してより高い増殖性やより長い運転サイクルといった金属燃料炉心特有の性能を十分に引出せるが、炉心部取出燃焼度は100GWd/t程度に制約される。ただし、同じ増殖比条件下におけるブランケット領域も含めた実効取出燃焼度は酸化物燃料炉心と同等である。・前述の炉心の核特性を維持しつつ炉心部取出平均燃焼度を150GWd/tに延長させるためには、炉心材料の照射変形量を酸化物燃料炉心並みに低減させる必要がある。また、最大高速中性子照射量(En0.1MeV)は7810の23乗 n/平方センチメートルに及ぶ。 高出口温度対応炉心について検討を行った結果、次のことが分かった。・最大燃料ピン径を8.5mmに制限し、ピン径を従来の3領域から2領域とした炉心・燃料仕様としても、被覆管内面最高温度摂氏650度の条件において、炉心出口/入口温度を酸化物燃料炉心と同等の摂氏550/395度とできる見通しである。・増殖比目標1.0程度から1.2に対して、径ブランケットあるいは下部ブランケットの付加は不要であり、上部軸ブランケット長さの調整のみで対応可能である。

Based on the results obtained in the former feasibility study, the metallic fueled core of ordinary-type, that is, 2-region homogeneous core, has been established aiming at the improvement in the core performance, and subsequent comparison has been performed with the mixed oxide fueled core. Further, the attractive concept of the metallic fueled core of high outlet temperature has been constructed which has good nuclear features as a metallic fueled core and has identical outlet temperature to mixed oxide fuelled core. Following items have been found as a result of the investigation on the ordinary-type core.- The metallic fueled core whose maximum fast neutron fluence (En0.1MeV) is set identical (510n/cmto the mixed oxide fueled cores with core discharge burnup 150GWd/t has sufficient core performances as a metallic fueled core, e.g. higher breeding ratio and longer operation period compared with mixed oxide fueled cores, but the core discharge burnup is limited up to 100GWd/t. However effective discharge burnup including the contribution of the blanket region is comparative to mixed oxide cores under the same breeding ratio condition.- In order to enlarge the core discharge burnup to 150GWd/t keeping the core performance identical to above mentioned core's, the irradiation deformation of structural material should be reduced to that of mixed oxide fueled cores. Further the maximum fast neutron fluence reaches to 7 - 810n/cm(En0.1MeV). The investigations on the core of high outlet temperature have clarified following items.