[2L04-06] Fusion reactor system (hybrid reactor, tritium supply)

[2L04] Study on nuclear and thermal characteristics of fission blanket for prototype nuclear fusion hybrid reactor (2)

＊KOUTA KITAZONO¹, Tetsuo Matsumoto¹ (1.Tokyo City University Graduate Division)

Keywords:Hybrid reactor, MOX fuel, Nuclear and thermal characteristics

核融合炉ブランケット内に核燃料物質（MOX燃料）を装填した、核融合-核分裂ハイブリッド炉について検討を行った。ハイブリッド炉は、ブランケット内に核燃料を装填することで、高いエネルギー増倍と中性子増倍が期待できる。本研究では、ブランケット内に核燃料を装填したハイブリッド炉において、実効増倍率（keff）とトリチウム増殖比（ＴＢＲ）の最適化と伝熱流動解析を行った。核計算については、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMCNPを使用し、伝熱流動解析については、燃料中心温度や限界熱流速比（DNBR）を元にPWRの設計条件を参考に検討を行った。
これらの結果から、国際熱核融合炉（ＩＴＥＲ）程度の核融合出力で、原型炉や実証炉程度の熱出力を得られることが分かった。