長寿命追求型ナトリウム冷却小型高速炉金属燃料炉心概念の検討

Study on long-life type concept of a small sodium-cooled metal-fueled reactor core

宇都 成昭  ; 岡野 靖; 永沼 正行  ; 水野 朋保; 林 秀行

Uto, Nariaki; Okano, Yasushi; Naganuma, Masayuki; Mizuno, Tomoyasu; Hayashi, Hideyuki

50MWe出力ナトリウム冷却金属燃料炉心の「長寿命追求型概念」について行った設計研究の成果を報告する。本概念は燃料無交換と高原子炉出口温度(水素製造の観点)の達成を目指すものである。照射実績を重視して燃料スミア密度の上限を75%としたうえで、炉心・燃料仕様を調整することによって、炉心寿命30年、原子炉出口温度550Cを達成する可能性があることがわかった。炉心寿命中に交換不要な制御棒及び遮へい体の成立性について検討した結果、BCを吸収材とする制御棒において、炉心寿命中に吸収体-被覆管機械的相互作用が発生し得ないこと、遮へい性能の向上と炉心コンパクト化の観点から選定したZr-H遮へい要素において、炉心寿命中における被覆管からの水素透過量が適切に抑えられる可能性があることがわかった。

This presents design study results on Long-life Type Concept for a sodium-cooled metal-fueled reactor core with 50MWe. The concept aims at no refueling and higher reactor outlet temperature which is advantageous to hydrogen production. It was found that the core life time of 30 years and the reactor outlet temperature of 550C can be attained by adjusting core and fuel specifications on condition that the fuel smear density is restricted within 75% with more emphasis on irradiation results. The design feasibility of durable control rod and radiation shielding was studied. No possibility of occurrence of absorber-cladding mechanical interaction was obtained on the analytical evaluation for a control rod element with BC as absorber material. A shielding with Zr-H was selected in view of enhancement of shielding performance and core compactness, and the feasibility was shown to adequately restrict the amount of hydrogen permeation from the cladding to the allowable level.