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Design study to increase plutonium conversion ratio of HC-FLWR core

HC-FLWR炉心のPu残存比向上のための設計研究

山路 哲史; 中野 佳洋; 内川 貞夫; 大久保 努

Yamaji, Akifumi; Nakano, Yoshihiro; Uchikawa, Sadao; Okubo, Tsutomu

HC-FLWRは現行BWRから大きな技術的ギャップを伴わずに、核分裂性プルトニウム(Puf)残存比0.84を達成し、ウラン(U)やプルトニウム(Pu)資源を有効に活用できる。本研究では、L/F移行期における導入効果を高める観点から、現在の軽水炉のU酸化物(UO$$_{2}$$)燃料やU-Pu混合酸化物(MOX)燃料の技術に立脚して、Puf残存比0.95を達成する新たなHC-FLWR炉心の概念を構築した。炉心のボイド反応度特性悪化の対策として、稠密格子用に提案された、FLWR/MIX集合体の概念を用いた。燃料棒間ギャップ幅を0.20から0.25cmとした準稠密燃料格子でPuf残存比0.89から0.94、平均取出燃焼度53から49GWd/tが得られ、$$^{235}$$U濃縮度を4.9から6.0wt%に上げると、Puf残存比を0.97まで高めることができる。Puf残存比がそれぞれ0.91と0.94となる代表炉心設計及び、同0.97の代替設計例を得た。これらから、Puf残存比が従来の0.84から向上し、0.95までを達成するHC-FLWRの柔軟性を示した。

HC-FLWR effectively utilizes the uranium (U) and the plutonium (Pu) resources by achieving a fissile Pu conversion ratio of 0.84 without a significant technical gap from the current BWR technology. In this study, a new core design concept for HC-FLWR has been developed to achieve the conversion ratio of 0.95. The concept of the FLWR/MIX fuel assembly, which had been originally proposed for tight fuel bundle, was used to raise the conversion ratio without deteriorating the core void reactivity characteristics. For a semi-tight fuel rod lattice with rod clearance of 0.20 to 0.25 cm, the design ranges of the conversion ratio and the average discharge burnup are 0.91 to 0.94 and 53 to 49 GWd/t, respectively. The conversion ratio can be raised to 0.97 by increasing the $$^{235}$$U enrichment from 4.9 to 6.0 wt%. Two representative core designs and one alternative design option have been obtained. Hence, the flexibility of HC-FLWR concept to achieve the conversion ratio of 0.84 to 0.95 has been revealed.

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パーセンタイル:48.35

分野:Nuclear Science & Technology

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