MOX燃料を使用した高温ガス炉の核熱設計

Nuclear and thermal design for high temperature gas cooled reactor (GTHTR300C) using MOX fuel

毛利 智聡; 西原 哲夫 ; 國富 一彦 

Mori, Tomoaki; Nishihara, Tetsuo; Kunitomi, Kazuhiko

日本原子力研究開発機構では、電力水素併産型高温ガス炉(GTHTR300C)の研究開発を進めている。将来、高速増殖炉サイクル実現後に、GTHTR300Cが高速炉と共存していくためには、濃縮ウランの代わりにプルトニウムを使用する必要がある。混合酸化物(MOX)燃料を使用した炉心の成立性を確認するために、核熱設計を実施した。その結果、運転期間450日,平均取出し燃焼度123GWd/tonの性能を有する炉心を設計することができた。通常運転時の燃料最高温度は1400C以下、最大出力密度は13W/cm以下、炉停止余裕は1.0%k/kk'以上、反応度係数は負となり、安全上の要求を満足した。

Design studies of the hydrogen cogeneration high temperature gas cooled reactor (GTHTR300C), which can produce both electric power and hydrogen, have proceeded in Japan Atomic Energy Agency. In future, it will be obliged to operate using not enriched uranium but plutonium to coexist with fast reactors after the full deployment of fast reactor cycle. Therefore, a nuclear and thermal design has been performed to confirm the feasibility of the reactor core using Mixed-Oxide (MOX) fuel. The reactor core with operation period of 450 days and average burn-up of 123 GWd/ton for discharged fuel was designed. The reactor core met safety requirements of maximum fuel temperature of less than 1400 C during normal operation, maximum power density of less than 13 W/cm, shutdown margin of more than 1.0 %k/kk' and negative reactivity coefficient. The results proved that it is possible to operate the GTHTR300C using MOX fuels without consuming natural uranium resources.