炉心核設計における燃料サイクルとの整合性検討(研究報告)

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 炉心核設計における燃料サイクルとの整合性検討(研究報告)
• 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: Examinations of consistency to fuel cycle in nuclear design for core
• Periodical title: JNC TN9400 2001-112
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): FBRシステム実用化戦略調査研究フェーズIにおいて、実用化炉心・燃料候補となっている複数の炉心概念を対象に、炉心核設計と燃料サイクルとの整合性検討として、先進リサイクルで想定される燃料組成変動時の核特性への影響、燃料仕様変更による核特性への影響等を検討した。主な成果を以下に示す。 (1)先進リサイクルで想定される種々のTRU組成及び随伴FPの混入を考慮した燃料組成を用いた炉心核特性への影響は比較的小さく、設計対応が可能な範囲である。 (2)酸化物燃料を対象とした燃料仕様変更の核特性への影響を検討した結果、スミア密度を80\%まで低くすると、増殖比低下の影響が最も大きく、径方向非均質炉でも増殖比1.2\%を下回る可能性がある。(3)核拡散抵抗性に関連して、取出し時に高品位プルトニウムが生成されている径ブランケット燃料集合体への接近性について検討した。その結果、径方向ブランケット燃料集合体は取出し後5年経過後でも、これを線源とした空間線量当量率が大きいため通常の再処理プラントと同様の厳重な遮蔽と遠隔操作での取り扱いが必要であることがわかった。; As a part of phase-I of the Feasibility Studies of Commercialized Fast Reactor Cycle Systems (F/S), fast reactor core characteristics sensitivity study has been performed to understand the relationship between core performances of candidate concepts in the F/S and fuel specification variations, which correspond to the candidates of advanced fuel cycle technology concepts in the F/S, including fuel isotopic compositions. The major results of JFY2000 study are as follows: (1)It is indicated by neutronic calculation that change of core characteristic is not significant even the cases of variation of TRU composition and residual fission products in the recycled fuel which corresponds to advanced fuel cycle candidates. And such change is within a range in which significant modification of core design would not be required. (2)The core characteristic sensitivity study with oxide fuel concept options such as pellet, vi-pack, etc. indicated that the fuel smeared density variation has certain contribution to the core characteristic, especially to the breeding ration. The breeding ratio was calculated to be below l.2 even in the radial heterogeneous core if the fuel smeared density is as low as 80\%TD. (3)Accessibility of irradiated radial blanket sub-assembly is evaluated in a viewpoint of proliferation resistance of core concept with radial blanket. The results showed that the heavy shielding and remote handling, similar to the general reprocessing plants, are indispensable to handle the irradiated radial blanket even after 5 years cooling.
• Source: /JNC-TN9400-2001-112.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2001-112.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.: FBRシステム実用化戦略調査研究フェーズIにおいて、実用化炉心・燃料候補となっている複数の炉心概念を対象に、炉心核設計と燃料サイクルとの整合性検討として、先進リサイクルで想定される燃料組成変動時の核特性への影響、燃料仕様変更による核特性への影響等を検討した。主な成果を以下に示す。 (1)先進リサイク...