ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討(金属燃料炉心); 2005年度報告

Study on reactor core and fuel design of sodium-cooled fast reactor (Metal fuel core); Results in JFY 2005

大木 繁夫 ; 杉野 和輝; 小川 隆; 相田 達也*; 林 秀行

Oki, Shigeo; Sugino, Kazuteru; Ogawa, Takashi; Aida, Tatsuya*; Hayashi, Hideyuki

ナトリウム冷却MOX燃料炉心と同等の原子炉出入口温(550C/395C)を達成可能な「ナトリウム冷却金属燃料高出口温度型炉心」の炉心・燃料設計検討を行い、実用化戦略調査研究フェーズIIの大型(1,500MWe)及び中型(750MWe)代表炉心を構築した。本炉心は、単一Pu富化度を用い、局所内部転換比を炉心燃料のすべての領域で約1.0として出力分布の時間的変動を抑制し、冷却材流量配分を最適化して原子炉出口温度を高めたものである。工学的安全係数の合理化により、大型炉心は流量領域数5、中型炉心は流量領域数8で、被覆管内面最高温度を金属燃料の制限である650C以下とすることが可能な見通しが得られた。燃料健全性,遮へい体設計も成立する見通しである。さらなる高出口温度化を目指し、制御棒挿入深度の詳細なモデル化や余剰反応度不確かさを合理化した時の被覆管内面最高温度の低減化を検討した。開発段階であるODS鋼の代替材としてPNC-FMS鋼を被覆管材に用いた炉心を検討し、原子炉出口温度が550Cより数度低下するものの成立性を見通せることを明らかにした。制御棒長寿命化の検討では、B濃縮度の低減,BCペレットの細径化により、炉心燃料と同じ3サイクル寿命が可能な見通しを示した。

Core and fuel design study of was performed. The reference specification of the large-scale (1,500 MWe) and the middle-scale (750 MWe) cores were proposed as a final result of . Since the local conversion ratio of any of the core points is made close to unity with single Pu enrichment, it is possible to minimize the necessary coolant flow rate for the core region and then, accept high reactor outlet temperature of 550C. By the rationalization of hot spot factors, the coolant flow distribution design can be optimized to 5 regions for the large-scale core and 8 regions for the middle-scale core, respectively. It was also confirmed that the core specification met the criteria of fuel-assembly integrity, as well as those of shielding design. For further improvement on the reactor outlet temperature condition, the reduction of the maximum cladding inner-wall temperature was investigated with the reflection of the actual control rod insertion depth and the rationalization of the excess-reactivity uncertainty. An alternative core design was investigated by adopting the PNC-FMS steel as the cladding material instead of the ODS steel. As a result of the investigation of extending the control rod lifetime, three-cycle lifetime (which is the same as fuel assemblies) could be possible by means of the reductions in B enrichment and BC pellet diameter.