[3O01-05] nuclear transmutation 3

[3O03] Feasibility and Use of Fluoride Molten Salt Fast Breeder Reactor

(vi) Hybrid Utilization of Plutonium in the Ohma MOX-ABWR and an MSFBR

＊koshi mitachi¹, Yasuo Hirose¹, Yoichiro Shimazu² (1.non, 2.university of Fukui)

Keywords:molten salt reactor, fluoride salt, trans uranium elements, plutonium breeding, fast neutron

我が国が保有する分離プルトニウムのうち36.3トンは英仏両国に保管されており、プルサーマル燃料に加工して利用する国策になっており、大間MOX-ABWRが主体的役割を担うと期待されている。しかし、六ケ所再処理工場でMOX燃料を処理できないための議論があり、進捗が思わしくなく国際問題化が危惧される。本研究は、大間MOX-ABWRの初装荷燃料と18年間の取り換え燃料を製造して海外保管分離プルトニウムを消費し、この間に発生する使用済燃料から核分裂生成物を除いた全燃料成分のうち超ウラン元素を炉心内に閉じ込めて不正アクセスを不可能にし、減損ウランのみを消費して500年間大間MOX-ABWRと同じ出力で運転できる技術を提案する。