| 研究課題/領域番号 |
11694138
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| 研究機関 | 東京工業大学 |
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研究代表者 |
斉藤 正樹 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 助教授 (30215561)
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| 研究分担者 |
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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| キーワード | 超ウラン元素 / 超長寿命炉心 / 高燃焼度 / マイナーアクチニド / ネプツニウム / アメリシウム / キュリウム / プルトニウム |
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| 研究概要 |
超ウラン元素を適切に原子炉内に装荷することによりプラント下寿命中(〜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)の成立性に関する研究を核反応維持特性の観点から実施した。
原子炉内で生成される超ウラン元素^<237>Npや^<241>Amは、現在、高レベル放射性廃棄物として長期間管理が求められているが、大きな中性子捕獲断面積を持つため、原子炉内に初期に装荷することにより、初期の余剰反応度を抑えつつ、中性子によって核変換し、新しい核分裂製物質に変換され、長期間原子炉内は核分裂を維持することが可能となる。本年度は、6種類の冷却材(軽水、重水、Heガス、CO_2ガス、ナトリウム、水蒸気)を選択し、このユニークな中性子工学的性質を持つ^<237>Npを装荷した場合、長寿命特性及び炉心の安全特性に及ぼす中性子スペクトルの影響について系統的に検討を行った。その結果、黒鉛減速Heガス冷却の場合がその特性を良く発揮することがわかった。また、^<237>Npと同様な中性子工学的性質を有する^<241>Amを加圧軽水冷却型原子炉に装荷した場合、約100GWd/tonの高燃焼度が達成できること、また、使用済燃料中に^<238>Puが多く含まれるため、核拡散に対して高い抵抗性があることがわかった。
また、関連する解析コードの改良や核反応データベースの整備を行った。
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