ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討(MOXおよび金属燃料炉心); 2004年度報告(研究報告)

Design Study on Core and Fuel Properties of Sodium Cooled Fast Reactor (Mixed Oxide and Metal Fuel Core); Results in JFY2004

永沼 正行  ; 杉野 和輝; 相田 達也; 小川 隆; 水野 朋保

Naganuma, Masayuki; Sugino, Kazuteru; Aida, Tatsuya; Ogawa, Takashi; Mizuno, Tomoyasu

実用化戦略調査研究の候補概念であるナトリウム冷却炉(MOXおよび金属燃料炉心)についての2004年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。2004年度のMOX燃料炉心の設計検討は、改良内部ダクト型燃料集合体を採用した炉心を対象として行った。設計検討は2003年度と同様に2つの炉心概念を対象として行った。検討対象とした炉心概念は従来設計で適用されてきた「コンパクト型」と「高内部転換型」である。検討により高内部転換型炉心はコンパクト型炉心に比較して、全炉心取出平均燃焼度が高く、長期運転サイクルが可能であり、燃料サイクルコストの低減と稼動率の向上が可能であるとの結果を得た。このことから、高内部転換型炉心をFSフェーズⅡとしての大型炉(1500MWe)と中型炉(1500MWe)の代表炉心として選定した。金属燃料炉心の検討は、経済性向上の観点からナトリウム冷却MOX燃料炉心と同等の原子炉出入口温度(550/395)を目指した高出口温度型炉心を対象として行った。高出口温度型炉心の構築においては、Pu富化度及びピン径を単一とし、新しい出力分布平坦化方策として、燃料のZr含有率とスミア密度を多段階化し、かつ、燃料製造性を従来より悪化させないためにZr含有率を10wt%以下とする方法を適用した。このような炉心仕様を採用することにより、MOX燃料コンパクト型炉心よりも更に小さいサイズの炉心を構築することができた。被覆管内面最高温度は、大型炉心が650、中型炉心が652とほぼ制限の650を満足できる結果が得られた。工学的安全係数の合理化により更なる原子炉出口温度の向上が期待できる。

Sodium cooled fast reactor (mixed oxide and metal fuel core) is one of promising candidates in Feasibility Study on Commercialized Fast Reactor Cycle System in Japan (FS). Its design study has been conducted thorough FS. In JFY2004's mixed oxide fuel core design study, a core with improved FAIDUS (Fuel Assembly with Inner Duct Structure) type fuel assemblies was examined. In the core design study, two types of core concepts were examined as well as JFY2003's study. One is "Compact type" that follows a conventional type core and the other is "High internal conversion type (HIC type)". As a result, the HIC type core is revealed to attain higher total discharge average burn-up and longer operation cycle length compaired with the "Compact type" core, which decreases the fuel cycle cost and increases the availability factor. The HIC type core was selected from this as representatives of large scale (1500 MWe) and medium scale (750 MWe) reactors of FS phase II. In the metal fuel core design study, a core with "High core outlet temperature type" was investigated for improving economics. "High core outlet temperature" core is aimed at achieving the identical core outlet and inlet temperatures to those of sodium cooled mixed oxide fuel cores (550C/395C). In the new measure for flatting the radial power distribution, Pu-enrichment and fuel pin-diameter are unified and the levels of Zr-contents and fuel smeared densities of metal fuel are changed in the radial direction. For avoiding the difficulty in the fuel fabrication compared with conventional core, the Zr-content was set less than 10wt%. This new measure produced cores with smaller core size compared with the mixed oxide fuel "Compact type" cores. The results of maximum cladding temperature were 650C for large-scale core and 652C for middle-scale core, which nearly satisfied the design limit of 650C. Rationalization of hot spot factor has a pottential for further increase of the core outlet temperature.