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U-Pu-Zr metallic fuel core and fuel concept for SFR with a 550$$^{circ}$$C core outlet temperature

炉心出口温度550$$^{circ}$$Cのナトリウム冷却高速炉に向けたU-Pu-Zr金属燃料炉心及び燃料概念に関する検討

永沼 正行; 尾形 孝成*; 水野 朋保

Naganuma, Masayuki; Ogata, Takanari*; Mizuno, Tomoyasu

FaCTプロジェクトでは、金属燃料を用いたナトリウム冷却高速炉を副概念に選定し、その設計研究を実施している。FaCT炉心では、経済性の観点から炉心出口温度550$$^{circ}$$Cを達成することが重要であるが、金属燃料では、被覆管との共存性による液相形成回避のため運転時の被覆管内面最高温度が650$$^{circ}$$Cに制限されるという問題がある。この高温化に向けた問題の対策として、原子力機構では、Pu富化度1領域・重金属密度2領域を採用し炉心出力分布の時間変化を安定化した炉心概念を開発し検討を進めている。本報告では、この炉心概念を採用した中型高速炉の炉心・燃料設計の検討を実施し成立の見通しを得た。また、金属燃料を高出口温度のナトリウム冷却高速炉に実際に適用するには、高被覆管温度条件での照射試験データの拡充が必要であり、そのため、電力中央研究所と原子力機構の共同研究として「常陽」にて金属燃料の照射試験を計画している。本報告では、上記FaCT炉心の燃料設計に関連し、この照射試験の概要・状況等に関する説明も行った。

In the FaCT project, a design study of the metallic fuel SFR has been executed as secondary candidate. The primary interest is to achieve a core outlet temperature of 550 $$^{circ}$$C. However, the metallic fuel has a drawback that the maximum temperature of the cladding inner surface is limited to 650 $$^{circ}$$C to avoid liquid phase formation. To overcome this problem, JAEA has developed and studied the advanced core concept with single Pu-enrichment and 2 radial regions of heavy metal density. In this paper, the core and fuel design study for the middle-scale SFR applying this core concept are discussed. In addition, for the practical application of the metallic fuel to the SFR with high outlet temperature, it is necessary to expand irradiation experience under the high cladding temperature condition. Therefore, JAEA and CRIEPI planned an irradiation test of the metallic fuel in Joyo as a collaborative program. In this paper, the outline and current status of the irradiation test are reported.

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