[2I08-12] Core design of next generation sodium-cooled reactor

[2I09] Shielding design in the reactor vessel for the next generation sodium-cooled fast reactor

(2)Improvement of shielding design methods for optimizing radial neutron shieldings

*Koki Hibi¹, Ikuo Fukuchi¹, Daisuke Masuyama², Kazuteru Sugino³, Shigeo Ohki³ (1.Mitsubishi FBR Systems, 2.Mitsubishi Heavy Industries,, 3.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:next generation reactor, sodium-cooled fast reactor, neutron penetration performance, radial shielding, design method improvement

次世代ナトリウム冷却高速炉では、原子炉容器大型化を回避するための合理化策として、高速中性子(0.1MeV 以上)に対する遮蔽性能が高い材料(Zr-H、B4C 等)を径方向遮蔽材に採用する傾向にある。この場合、構造上の理由で生じる遮蔽材充填率の粗密によって中性子ストリーミングが顕著になる等、高性能遮蔽材特有の現象が生じる。そこで、高速炉に高性能遮蔽材を用いる時に顕著となる、(a)遮蔽体からの中性子ストリーミング、(b)炉心槽での中性子束分布周方向不均一性、(c)B4C 遮蔽材でのB-10 燃焼効果による影響を評価し、設計対応を検討した。