報告書番号

580002

タイトル（和文）

トリウムサイクルの核燃料サイクル解析

タイトル（英文）

THORIUM FUEL CYCLE ANALYSIS

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

本論文では，トリウム利用に伴って生じる核燃料サイクル（トリウムサイクル）のシステム分析が報告されている。まず，トリウムサイクルを分析することの意義が述べられ，それに関連する範囲で今日までのトリウムサイクル開発の経緯が簡単に説明されている。次に，機能を以下の３つに分類して，トリウムサイクルの役割が分析整理されている。（１）ウランサイクルの補完系としてのトリウムサイクル（２）熱増殖炉システムとしてのトリウムサイクル（３）２３３Ｕ生産系と利用系の“共生システム”としてのトリウムサイクルウランサイクルの補完系としての機能では，軽水炉，重水炉，高温ガス炉にトリウムを装荷するケースを考え熱増殖炉システムとしては，主に溶融塩増殖炉をとりあげる。共生システムに関しては，高温ガス炉を利用する核熱供給システム，核不拡散を目的とする変性燃料供給システム，原子炉（核分裂）以外の中性子源を利用するハイブリ

概要 （英文）

SYSTEMS ANALYSIS OF THE THORIUM CYCLE,A NUCLEAR FUEL CYCLE ACCOMPLISHED BY USING THORIUM,IS REPORTED IN THIS PAPER.FOLLOWING A BRIEF REVIEW ON THE HISTORY OF THE THORIUM CYCLE DEVELOPMENT,ANALYSIS IS MADE ON THE THREE FUNCTIONS OF THE THORIUM CYCLE: (1)AUXILIARY SYSTEM OF U-PU CYCLE TO SAVE URANIUM CONSUMPTION. (2)THERMAL BREEDER SYSTEM TO EXERT FULL CAPACITY OF THE THORIUM RESOURCE. (3)SYMBIOTICSYSTEM TO UTILIZE SPECIAL FEATURES OF 233U AND NEUTRON SOURCES. THE EFFECTS OF THE THORIUM LOADING IN LWR(LIGHT WATER REACTOR),HWR(HEAVY WATER REACTOR)AND HTGR(HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR)ARE CONSIDERED FOR THE FUNCTION OF AUXILIARY SYSTEM OF U-PU CYCLE.ANALYSIS IS MADE TO FIND HOW MUCH URANIUM IS SAVED BY 233U RECYCLING AND HOW THE DECREASE INPU PRODUCTION INFLUENCES THE INTRODUCTION OF FBR(FAST BREEDER REACTOR). STUDY ON THERMAL BREEDER SYSTEM IS CARRIED OUT IN THE CASE OF MSBR(MOLTEN SALT BREEDER REACTOR).UNDER A CERTAIN AMOUNT OF FISSILE MATERIAL SUPPLY,THE POTENTIAL SYSTEM EXPANSION RATE OF MSBR,WHICH IS DETERMINED BY FISSILE MATERIAL BALANCE,IS SUPERIOR TO THAT OF FBR BECAUSE OF THE SMALLER SPECIFIC FISSILE INVENTORY OF MSBR. FOR SYMBIOTIC SYSTEM,THREE CASES ARE TREATED; 1)NUCLEAR HEAT SUPPLY SYSTEM USING HTGR,2)DENATURED FUEL SUPPLY SYSTEM FOR NONPROLIFERATION PURPOSE,AND 3)HYBRID SYSTEM UTILIZING NEUTRON SOURCES OTHER THAN FISSION REACTOR.

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