1999 Fiscal Year Annual Research Report
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11694138
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| Research Category |
Grant-in-Aid for Scientific Research (A)
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| Research Institution | Tokyo Institute of Technology |
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Principal Investigator |
齊藤 正樹 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 助教授 (30215561)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
井頭 政之 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 助教授 (10114852)
鈴木 正昭 東京工業大学, 大学院・理工学研究科, 教授 (70114874)
関本 博 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 教授 (00108242)
赤塚 洋 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 助教授 (50231808)
飯尾 俊二 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 助教授 (90272723)
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| Keywords | 超ウラン元素 / 超長寿命炉心 / 高燃焼度 / ペブルベッド型高速炉 / 球状燃料分布高速炉 / マイナーアクチニド / ネプツニウム / CANDLE炉 |
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| Research Abstract |
超ウラン元素を適切に調合し、原子炉内に初期に装荷することにより、プラント寿命中(〜数十年間)新燃料補給の必要のない超長寿命原子炉(軽水炉、重水炉、高速炉)の成立可能性に関する研究を核反応維持特性の観点から実施した。例えば、原子炉内で生成される超ウラン元素である^<237>Np等は、現在、高レベル放射性廃棄物として長期間管理する必要があるが、^<238>Uに比べ大きな中性子吸収断面積を持つため、原子炉内に適切に装荷することにより、初期の余剰反応度を抑えつつ、核変換し、新しい核分裂性物質^<239>Puに変換され、長期に核分裂を維持し、エネルギーを生産できることを確認した。具体的には加圧水型原子炉における評価では、放射性廃棄物である^<235>Npが変換しながら、新たな核燃料である^<239>Puを生み出し、燃焼度100GWd/tが達成される可能性が高いこと、また、より中性子経済の良い重水炉では、200GWd/tが達成されることが示された。
また、ウラン利用効率の高い新しい天然ウラン装荷高燃焼度高速炉の建築を目的として、天然ウラン装荷ペブルベッド型高速炉を検討し、さらにそれから派生する球状燃料分布高速炉及び燃焼に伴い出力分布が自律的に移行していく原子炉(CANDLE炉)の臨界性と高燃焼度(約400GWd/t)達成が確認された。
さらに、核反応特性解析・評価手法及び関連する核反応データ・ベースの整備を実施した。
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Research Products
(6 results)
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[Publications] Masaki Saito: "PWR Long-Life Core with U-Np-Pu Fuel"Bull. Res. Lab. Nucl. Reactor. 23. 96 (1999)
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[Publications] Masaki Saito: "U-Np-Pu Fueled Heavy Water Reactor to Achieve Long-Life Core"Bull. Res. Lab. Nucl. Reactor. 23. 97 (1999)
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[Publications] K.Nikitin: "An Approach to Long-Life PWR Core with Advanced U-Np-Pu Fuel"Annals of Nuclear Energy. 26. 1021-1029 (1999)
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[Publications] K.Nikitin: "Advanced U-Np-Pu Fuel to Approach Long-Life Core in Heavy Water Reactor"Annals of Nuclear Energy. 26. 1319-1329 (1999)
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[Publications] V.Toshinsky: "Multiobjective Fuel Managemant Optimization for Self-Fuel-Providing LMFBR Using Genetic Algorithms"Annals of Nuclear Energy. 26[9]. 738-802 (1999)
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[Publications] B.Duamet: "Measurement of keV-Neutron Capture Cross Sections and Capture Gamma-Ray Spectra of 147, 148, 149, 150, 152, 154 Sm"J. Nucl. Sci. Technol.. 36. 865-876 (1999)
