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

[2I11] Core design for the next generation sodium-cooled fast reactor

(2)Reference core design

*Toru Tsuboi¹, Hiroyuki Moriwaki², Masashi Ogura², Koki Hibi², Seiichiro Maeda³, Kazuya Ohgama³, Yoshitaka Chikazawa³, Shigeo Ohki³ (1.MHI, 2.MFBR, 3.JAEA)

Keywords:next generation reactor, sodium-cooled fast reactor, core nuclear design, core thermal-hydraulic design, core performance

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計では、第4世代高速炉に求められる安全性・経済性（シリーズ発表(1)参照）を達成することを目標として、内部ダクトを有した太径燃料要素の大型バンドル燃料集合体で構成される基準炉心概念を検討し、被覆管材にODS鋼、ラッパ管材にPNC-FMSを使用して、①原子炉出口/入口温度550℃/495℃、②連続運転期間18か月、③炉心取出平均燃焼度約150GWd/t（全炉心取出平均燃焼度約80GWd/t）、④増殖比約1.1の高性能を達成しつつ、過酷事故での再臨界回避を可能とする炉心仕様を定めた。