[3K07-10] Development for Fast Reactor Fuel

[3K09] Development of Light Water Cooled Fast Reactor

(5)Sintering test of MOX fuel pellets containing high Pu -1-

*kyoichi morimoto¹, Masashi Watanabe¹, Masato Kato¹, Tetsushi Hino² (1. JAEA, 2. HGNE)

Keywords:light water cooled fast reactor, Multiple recycling, MOX fuel containing high plutonium, sintering

燃料棒の稠密配置とBWRにおける冷却水の沸騰事象を組み合わせた軽水による高速炉の開発が進められている。本開発の目的は、短中期的には既存BWRの燃料集合体等の変更により従来よりも多くのPuを装荷できる炉心とし、分離済みPuの蓄積を抑制すること、長期的にはPu及びMAの多重リサイクルを実現し、資源有効利用と高レベル放射性廃棄物減容・有害度低減に寄与することである。
　本研究では、この開発の一環としてPu含有量が40%を超える高富化度燃料ペレットの焼結試験を開始した。今回はUO₂及びPuO₂の原料粉末を用いてPu含有率が30、50、70%となるように調整した混合粉末を準備し、酸素分圧を制御した雰囲気においてそれぞれの試料の焼結試験を実施、評価した。