[2L04-06] 核融合炉システム（ハイブリッド炉・トリチウム調達）

[2L04] 核融合ー核分裂ハイブリッド原型炉のためのブランケット核熱特性に関する研究(2)

＊北薗 孝太¹、松本 哲男¹ (1.東京都市大学大学院)

キーワード：ハイブリッド炉、MOX燃料、核熱特性

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。