ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討 -再臨界回避型酸化物燃料炉心の検討-

• Material Type: 文書・図像類
• Title: ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討 -再臨界回避型酸化物燃料炉心の検討-
• Author/Editor: 山館 恵; 佐々木 誠; 黒澤 典史; 坂下 嘉章; 永沼 正行
• Author Heading: 山館 恵; 佐々木 誠; 黒澤 典史; 坂下 嘉章; 永沼 正行
• Publication Date: 2001-09
• Publication Date (W3CDTF): 2001-09
• Alternative Title: Design Study on Core Characteristics of Sodium Cooled Fast Breeder Reactor; Study on re-criticality evasion type's oxide fuel cores
• Periodical title: JNC TN9400 2001-113
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 中長期事業計画を受けて、平成11年7月から本格的に開始されたFBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIでは、平成12年度までの2年間に亘り多様な FBRサイクルシステムの技術選択肢について検討を実施した。本報告書は、これらの技術選択肢の内、ナトリウム冷却酸化物燃料炉心の炉心・燃料設計についての検討成果を報告するものである。主な成果を以下に示す。(1)Na冷却大型及び中型酸化物燃料炉心における再臨界回避と増殖性確保が両立可能な概念として、軸ブランケット一部削除型径方向非均質炉心が有力候補のひとつであるが、熱設計成立性を見通すためには、詳細検討が必要である。(2)Na冷却大型酸化物燃料炉心において内部ダクト付き集合体を用いた場合、均質炉概念では増殖性の確保が困難であるが、径方向非均質炉心概念との組合せで解決できる可能性がある。(3)遮蔽特性検討の結果、大型炉心、中型炉心のいずれの場合でも、ZrH遮蔽体を用いることにより、径方向遮蔽体の層数は径方向ブランケットあり炉心では2層、径方向ブランケットなし炉心では3層で成立する見通しである。; In the phase-I of the Feasibility Studies (F/S) on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems from July 1999 to the end of FY2000, technology candidates of various commercialized fast reactor (FR) recycle concepts were investigated, in response to the JNC middle long term enterprise plan. This report describes about the core concept study of sodium-cooled oxide-fuel fast breeder reactors as a part of the investigation. The major results of JFY2000 are as follows: (1)One of the promising candidates of large and medium scale Na cooled oxide cores is radial heterogeneous core with axial blanket partial elimination driver fuel sub-assemblies, which achieves re-criticality free and high breeding capability. Core thermal hydraulic design is one of the technical matters of this concept to be investigated in detail. (2)There are concerns of core breeding capability of large scale Na cooled oxide core with the inner-duct sub-assembly concept. 0ne of the possible solutions of the concerns is selection radial heterogeneous core concept with inner-duct sub-assembly. (3)Results of core shielding analysis showed that feasible radial shielding thickness is 2 sub-assemblies layer for the core with radial blanket and 3 sub-assemblies layer for the core without radial blanket.
• Source: /JNC-TN9400-2001-113.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2001-113.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 中長期事業計画を受けて、平成11年7月から本格的に開始されたFBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIでは、平成12年度までの2年間に亘り多様な FBRサイクルシステムの技術選択肢について検討を実施した。本報告書は、これらの技術選択肢の内、ナトリウム冷却酸化物燃料炉心の炉心・燃料設計についての検討成...