Development of science-based fuel technologies for Japan's Sodium-Cooled Fast Reactors

ナトリウム冷却高速炉のためのサイエンスベース燃料技術の開発

加藤 正人   ; 廣岡 瞬 ; 生澤 佳久   ; 武内 健太郎 ; 赤司 雅俊 ; 前田 宏治  ; 渡部 雅  ; 米野 憲 ; 森本 恭一 

Kato, Masato; Hirooka, Shun; Ikusawa, Yoshihisa; Takeuchi, Kentaro; Akashi, Masatoshi; Maeda, Koji; Watanabe, Masashi; Komeno, Akira; Morimoto, Kyoichi

ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。

Uranium and plutonium mixed oxide (MOX) fuel has been developed for Japan sodium-cooled fast reactors. Science based fuel technologies have been developed to analyse behaviours of MOX pellets in the sintering process and irradiation conditions. The technologies can provide appropriate sintering conditions, irradiation behaviour analysis results and so on using mechanistic models which are derived based on theoretical equations to represent various properties.