高温ガス炉を用いたトリチウム製造の検討,1; 運転シナリオの検討

Study of tritium production with high temperature gas cooled reactor, 1; Study of operation scenario

中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*; 西川 正史*; 後藤 実  ; 島川 聡司; 中川 繁昭  

Nakaya, Hiroyuki*; Matsuura, Hideaki*; Nakao, Yasuyuki*; Nishikawa, Masabumi*; Goto, Minoru; Shimakawa, Satoshi; Nakagawa, Shigeaki

高温ガス炉を用いたトリチウムの製造性能を、GTHTR300を10モジュール用いた場合について評価した。評価は、燃料交換期間及び1バッチあたりの運転期間をパラメータにして行った。トリチウムの製造量は、連続エネルギーモンテカルロコードMVP-BURNによるGTHTR300の炉心燃焼計算を行って算出した。その結果、燃料交換期間30日、1バッチあたりの運転期間240日の条件で、核融合炉1基に必要トリチウム燃料23kgを、1.7年で製造できる結果を得た。

111The performance of the tritium production by High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) was evaluated in case of using GTHTR300 as a HTGR. In the evaluation, parametric study was performed for the fuel exchange period and the operation period for one batch. The amount of tritium production was calculated by whole core burnup calculation using the continuous-energy Monte Carlo transport code MVP-BURN. As a result, 23 kg of tritium, which is required for a fusion reactor as fuel, is produced for 1.7 year with the condition in which the fuel exchange period and the operation period are set to 30 days and 240 days, respectively.