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Actinide management with commercial fast reactors

実用高速炉を用いたアクチニド管理

大木 繁夫

Oki, Shigeo

高速炉はプルトニウム(Pu)やマイナーアクチニド(MA)をシステム内で柔軟にリサイクルでき、Puの増殖・持続的利用とMAの核変換要求に対応可能であり、エネルギー問題の重要な解決策の一つであるとともに、システム外に排出する放射性廃棄物の有害度を合理的な範囲で最小化できる。本報告では、日本が国家プロジェクトして研究開発を進めてきた第4世代のナトリウム冷却高速炉(JSFR:75万kWe実証炉、150万kWe実用炉)のレファレンス炉心である高内部転換型炉心(MOX燃料使用)におけるPu増殖性能とMA核変換特性について述べる。増殖性能としては、Pu需給バランスに応じて増殖比で1.0$$sim$$1.2までの変更が比較的軽微な炉心仕様の変更で可能であることを示す。MA核変換特性としては、炉心燃料におけるMA含有率(MA/HM)が3$$sim$$5wt%の場合、MA核変換量は50$$sim$$100kg/GWe y、また、30$$sim$$40%という高い燃料取出し時のMA核変換率を達成可能である。

The capability of plutonium-breeding and minor-actinide (MA) transmutation in the Japanese commercialsodium-cooled fast reactor offers one of practical solutions for obtaining sustainable energy resources as well as reducingradioactive toxicity and inventory. The reference core design meets the requirement of flexible breeding ratio from 1.03to 1.2. The MA transmutation amount has been evaluated as 50-100 kg/GWey if the MA content in fresh fuel is 3-5 wt%,where about 30-40% of initial MA can be transmuted in the discharged fuel.

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