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ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討,MOX燃料炉心; 2006年度報告

Study on reactor core and fuel design of sodium cooled fast reactor, Mixed oxide fuel core; Results in JFY2006

小川 隆; 小林 登; 大木 繁夫; 永沼 正行; 久保 重信*; 水野 朋保

Ogawa, Takashi; Kobayashi, Noboru; Oki, Shigeo; Naganuma, Masayuki; Kubo, Shigenobu*; Mizuno, Tomoyasu

高速増殖炉サイクル実用化研究開発の主概念であるナトリウム冷却炉大型MOX燃料高内部転換型炉心についての2006年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。(1)MA含有燃料を用いた炉心の検討では、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおいて構築した大型MOX燃料高内部転換型炉心をもとに、MA含有率の高いALWR使用済燃料のTRUを用いた炉心を構築した。本検討では、燃料重金属のMA含有率を3wt%と暫定、従来概略評価にとどめていた熱特性及び燃料健全性の詳細評価を行い、設計成立の見通しを得た。(2)ブランケットへのPu添加による核不拡散性向上炉心の検討では、高速増殖炉の内的(intrinsic)な核不拡散性を向上させる一方策として、ブランケット燃料に炉心燃料用のPu(あるいはTRU)をあらかじめ添加することにより、ブランケットにおけるPuを常に原子炉級以下($$^{240}$$Pu同位体組成比で$$>$$18%)に保つ核不拡散性向上炉心概念を構築した。ブランケットへのTRU添加率を最大でも5wt%とすれば、軸方向ブランケット,径方向ブランケットともに、平均Pu組成を原子炉級に保つことができることを見いだした。

The sodium-cooled large-scale "high internal conversion (HIC) type" core with MOX fuel is the most promising core concept in FaCT Project in Japan. Design study on core and fuel in JFY2006 is reported. (1) Design study of the core with MOX fuel containing MA; Based on the large-scale HIC type core in FS Phase II, we have developed a core using TRU of high MA content recovered from ALWR spent fuel. MA content in the fuel heavy metal is temporarily assumed to be 3 wt%. We have confirmed the core design feasibility with the detailed evaluations of thermal hydraulic characteristics and fuel integrity. (2) Design study of the nonproliferation core by adding Pu to the blankets; As one of the measures to enhance the intrinsic nonproliferation property of fast reactors, we have developed the nonproliferation core concept that can keep the Pu in blankets to "Reactor Grade ($$^{240}$$Pu isotope abundance ratio $$>$$ 18%)" with premixing Pu (or TRU) of core fuel to blanket fuel.

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