[3I01-07] Knowledge preservation of Monju data and next generation sodium-cooled reactor

[3I07] Fuel and NFBC assemblies design for the next generation sodium-cooled fast reactor

(2)Optimization of a radial shielding structure

*HIROYUKI SAITO¹, Koichi Higurashi¹, Daisuke Masuyama², Shigeo Ohki³, Kazuya Ohgama³, Seiichiro Maeda³ (1.MFBR, 2.MHI, 3.JAEA)

Keywords:next generation reactor, sodium-cooled fast reactor, radial shielding, graphite, Zr-H, B4C

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心径方向遮蔽に対しては、着目部位での中性子照射量制限を満足するよう中性子束を減衰させつつ、中性子検出器が適切に応答する強度にて中性子を透過させることが求められる。そのための中性子遮蔽材の候補として、①水素化ジルコニウム（Zr-H）、②炭化ホウ素（B₄C）、③黒鉛及び④ステンレス鋼が挙げられている。それぞれの遮蔽材に対し、遮蔽性能・構造健全性等に対する得失を整理し、径方向中性子遮蔽体としての使用条件に応じた構造最適化についての提案を報告する。