[1L08-12] Design of New Type Reactor

[1L09] Feasibility and Use of Fluoride Molten-Salt Fast Breeder Reactor

(VII) Utilization of Fuel Salt made by mixing LiF-NaF-UF₄ and LiF-KF-TRUF₃ Eutectics

*Koshi Mitachi

Keywords:molten salt reactor, fluoride salt, trans uranium elements, plutonium breeding, fast neutron

本研究シリーズでは軽水炉使用済燃料を有効利用するために熔融塩高速増殖炉を提案している。これまでは濃縮リチウムの入手問題やトリチウム処置の問題がなく放射毒性の少ない廃棄物の生成を特徴とするNaF-KF-UF₄塩にTRUF₃を溶解した燃料塩を用いる炉の成立性について報告してきた。PonomarevはLiF-NaF-KF塩（FLiNaK)にUF₄とPuF₃を溶解する燃料塩を提案しているが、我々はUF₄共融体とPuF₃共融体を混合する燃料塩をICAPP2016で提案した。​LiF-NaF-UF₄共融体（融点445℃）とLiF-KF-TRUF₃共融体（融点513℃）を混合して燃料塩の最高凝固温度が513℃になれば、炉容器材料の耐熱温度の観点で融点を500℃と想定したORNLの熱中性子熔融塩炉技術を踏襲できる可能性がある。この炉において燃料塩の凝固温度を低く抑制しつつ、増殖を保持するために必要なウラン供給量と燃料塩再処理頻度の条件を検討した。