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Irradiation behavior analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors

ナトリウム冷却高速炉のための金属燃料ピンの照射挙動解析

水野 朋保; 小山 真一 ; 皆藤 威二 ; 上羽 智之 ; 田中 健哉

Mizuno, Tomoyasu; Koyama, Shinichi; Kaito, Takeji; Uwaba, Tomoyuki; Tanaka, Kenya

ナトリウム高速冷却炉(SFR)の開発では、混合酸化物(MOX)燃料の副概念として、U-Pu(TRU)-Zを成分とする金属燃料スラグと酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)を用いた燃料ピンが検討されている。この燃料ピンの高燃焼度への適用性について、原子力機構で開発した簡易プログラムを用いて評価した。燃料温度履歴,ギャップ幅履歴,照射末期の径方向温度分布を評価した結果、燃料ピンは照射中に燃料溶融に対して十分な裕度を持つことが示された。また、プレナムガス圧履歴と照射後の被覆管の変形プロファイルの評価結果から、燃料ピンのガスプレナム体積を十分に確保しているため、ガス圧による被覆管の変形が生じないことも示された。0.4wt%のAm添加燃料では、燃料中心温度の上昇が計算されたが、U-Pu-Zr燃料と比較してこの温度上昇分はわずかであった。

In order to be an alternative concept to the conventional concept consisting of mixed oxide (MOX) fuel, Metallic fuel, U-Pu(TRU)-Zr metallic fuel slug and ODS cladding were considered for Sodium-cooled fast reactor (SFR) cycle system. The capability of the U-Pu(TRU)-Zr metallic fuel with ODS cladding under a high burnup condition was calculated and conducted by a simplified calculation grogram developed in JAEA. The fuel temperature profiles, gap width profiles, and radial temperature distribution at EOL were evaluated. Those results show that the fuel pin had enough safety margin to fuel melting under the irradiation. Evaluation of the profiles of plenum gas pressure and the cladding deformation after irradiation shows that the fuel pin had enough plenum volume not to cause considerable cladding deformations by plenum gas pressure. In case of 0.4% Am bearing fuel, calculation result shows that fuel centerline temperature becomes high, but increase from U-Pu-Zr fuel is insignificant.

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