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Fuel temperature 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燃料温度解析

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

U-Pu(TRU)-Zrを成分とする金属燃料は、第4世代原子力国際フォーラム(GIF)において、有望な原子炉として選定されたナトリウム冷却炉(SFR)の候補燃料の一つである。金属燃料の設計研究は日本における高速炉の実用化研究で実施され、照射挙動に関して、挙動解析コードを用いた予備評価を実施中である。原子力機構においても、U-Pu(TRU)-Zr燃料の照射挙動評価を簡易計算プログラムにより実施した。燃料へのナトリウム侵入を考慮した実効熱伝導度による燃料軸方向温度分布は、照射後の実際の燃料組織と良く整合する結果となった。これより、ナトリウム侵入を考慮した燃料実効熱伝導は、照射挙動評価に適すると考えられる。

Metallic fuel, U-Pu(TRU)-Zr is a fuel candidate for Sodium-cooled fast reactor (SFR) selected as a possible promising future nuclear reactor system in Generation-IV international forum (GIF). Design studies were performed in the Japanese feasibility study on commercialized fast reactor cycle system, and the irradiation behavior of metallic fuel is under investigation through analytical fuel performance code calculations with preliminary analytical models. Some calculations of U-Pu(TRU)-Zr fuel irradiation performance were conducted by a simplified calculation grogram developed in JAEA. Axial profile of fuel pin centerline temperature calculated by using effective fuel thermal conductivity where sodium ingress into fuel was considered fits well with actual fuel micro structures after the irradiation. The effective fuel thermal conductivity with sodium ingress is suitable for the irradiation behavior investigation.

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