高速炉炉心材料の強度基準整備の現状と課題

Current status on preparation of materials strength standard for fast reactor core

大塚 智史   ; 丹野 敬嗣  ; 宮澤 健   ; 矢野 康英  ; 上羽 智之 ; 皆藤 威二 

Otsuka, Satoshi; Tanno, Takashi; Miyazawa, Takeshi; Yano, Yasuhide; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji

高速炉は核分裂エネルギーによる発電を行いつつ炉心内で核燃料(プルトニウム)を増殖することで、軽水炉に比べてウラン資源の利用効率を飛躍的に高め、半永久的なエネルギー自給を可能とするシステムである。高速炉の実用化に向けた枢要技術課題の一つとして、長寿命炉心材料(燃料被覆管等)の開発がある。核燃料ペレットを収納する燃料被覆管は、燃料集合体内の冷却材流路を確保し、放射性物質の環境への放出を防ぐ重要なバウンダリーであり、優れた耐照射性及び高温強度を有する被覆管の開発は、プラントの安全性向上や燃料の長寿命化による発電コスト低減に直結する。本講演では、長寿命炉心材料開発の一環で進めている炉心材料強度基準整備の現状と課題について述べる。

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