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加速器駆動炉の出力分布平坦化のための核設計

Neutronics design for power flattening of accelerator-driven system

岩永 宏平; 西原 健司; 辻本 和文; 倉田 有司; 大井川 宏之

Iwanaga, Kohei; Nishihara, Kenji; Tsujimoto, Kazufumi; Kurata, Yuji; Oigawa, Hiroyuki

マイナーアクチニド(MA)核変換による高レベル放射性廃棄物の処理・処分の負担軽減を目的として、日本原子力研究開発機構では加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは炉心中心で大強度の陽子加速器による核破砕中性子の供給を受けているため、炉心中心部分に高い出力ピークを持つ。このことは、燃料被覆管表面の最高温度が高くなる要因となるため、高温における腐食性の高い鉛ビスマス溶融金属(LBE)冷却材を使用する際の課題となっている。本研究では、出力ピーク低減を目的とした幾つかの炉心設計手法を検討し、それぞれの被覆管温度低減効果とビーム電流に対する影響を示した。手法として、燃料希釈材割合のサイクルごとの調整,燃料希釈材含有量,プルトニウム富化度、又はピン径の調整による炉心多領域化,ビーム入射位置の変更、そして、中央燃料集合体の短尺化を検討した。その結果、燃料希釈材割合のサイクルごとの調整と希釈材含有量又はピン径についての多領域化を組合せることで、被覆管表面最高温度を従来設計に比べて最大110$$^{circ}$$C低減可能であることなどを示した。

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) promotes research and development of Accelerator-Driven system (ADS) to reduce the burden for conditioning and disposal of the high level radioactive waste by transmuting minor actinide (MA). In the present neutronics design, we investigated several methods to reduce the power peak, and showed the reduction of the temperature of cladding tubes and influence to the beam current. These methods are adjustment of inert matrix content in fuel in each burn-up cycle, multi-region design in terms of plutonium enrichment, pin radius and inert matrix content, modification of the level of the beam window position and height of the central fuel assemblies. As the result, the maximum temperature at the surface of fuel cladding tubes can be reduced by 110 $$^{circ}$$C by combining the adjustment of inert matrix content in each burn-up cycle and multi-regin design in terms of pin radius or inert matrix content.

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