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J-GLOBAL ID：201702225038219364   整理番号：17A1817677

自給自足型溶融塩高速炉の特性

Performances of Molten-Salt Fast Reactor with Self-Sustainability

著者 (1件)： 三田地紘史
資料名： 日本原子力学会和文論文誌  (Transactions of the Atomic Energy Society of Japan)
巻： 16  号： 4  ページ： 173-179(J-STAGE)  発行年： 2017年 
JST資料番号： L4596A  ISSN： 1347-2879  CODEN： JNSTAX  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 長寿命核廃棄物処分,保管Puの増加,核テロリズムに対する懸念等の問題を解決できる炉型としてフッ化物溶融塩高速炉がある。本研究は,超ウラン元素を含むNaF-KF-UF₄-TRUUF₃を用いる溶融塩高速炉の核的特性を検討している。また再処理に酸化物沈殿法を適用し,増殖比=1.0に近い条件で運転すれば,燃料を自身で賄う自給自足型溶融塩高速炉となり,日本に蓄積するPuの隔離およびエネルギー資源の確保の上で,大きな意味を持つ。本研究で得られた主な結果は,以下のとおりである;(1)炉の増倍ー転換特性の第略は,炉内のウランインベントリー及び再処理周期により決まる。(2)ウランインベントリーが多いほど,また再処理周期が短いほど増殖性能は向上する。(3)再処理周期が短いほど,少ないウランインベントリーと少ないTRU投入量で炉は増殖炉になる。(4)ウランインベントリーを調節して増殖比≒1で炉を運転すれば,現在あるTRUを長期にわたり,炉内に閉じ込めおくことができる。(5)再処理周期400efpd以上では,発生する高レベル廃棄物の放射能は約400年で「LWR使用済燃料を直接地層処分する場合の13万年後のレベル」まで減衰すると期待できる。(5)本溶融塩高速炉を用いて日本に蓄積する使用済燃料中のU14,000tを利用すると,出力60GWe規模の発電を約600年継続できる。

シソーラス用語： *高速中性子型原子炉 ,  *溶融塩燃料型原子炉 ,  高レベル廃棄物 ,  *使用済燃料要素 ,  *超ウラン元素 ,  核燃料サイクル ,  *核燃料再処理 ,  *増殖比 ,  プルトニウム ,  フッ化ウラン ,  放射性廃棄物処分
準シソーラス用語： 高速炉 ,  使用済燃料 ,  TRU【ウラン】 ,  核廃棄物処分

著者キーワード (20件)： molten-salt reactor ,  fast reactor ,  breeder reactor ,  fluoride salt ,  U-Pu fuel cycle ,  transuranium elements ,  burnup calculation ,  self-sustainability ,  SRAC ,  numerical analysis ,  molten-salt reactor ,  fast reactor ,  breeder reactor ,  fluoride salt ,  U-Pu fuel cycle ,  transuranium elements ,  burnup calculation ,  self-sustainability ,  SRAC ,  numerical analysis

分類 (1件)： 核燃料一般  (MD08010K)

引用文献 (20件)：

• 1) R. C. Robertson, editor, Conceptual Design Study of a Single-fluid Molten-salt Breeder Reactor, ORNL-4541, Oak Ridge National Laboratory (1971).
• 2) Yoyuen Zoshokuro Kenkyu Senmon Iinkai, Yoyuen Zoshokuro, At. Energy Soc. Japan (1977), [in Japanese].
• 3) K. Mitachi, K. Furukawa, K. Minami et al., “Nuclear and burn-up characteristics of small molten-salt power reactor,” J. At. Energy Soc. Jpn., 32[4], 377-384 (1990), [in Japanese].
• 4) K. Furukawa, K. Mitachi, Y. Kato, “Small molten-salt reactor with a rational thorium fuel-cycle,” Nucl. Eng. Des., 136, 157-165 (1992).
• 5) K. Mitachi, T. Yamamoto, R. Yoshioka, “Performance of a 200 MWe Molten-Salt Reactor Operated in Thorium-Uranium Fuel-Cycle,” Proc. Global 2005, Tsukuba, Japan, Oct. 9-13, paper N-089 (2005).

タイトルに関連する用語 (2件)： 自給自足 ,  溶融塩