AbstractA fusion breeder is presented for the rejuvenation of spent nuclear fuel. A (D, T) fusion reactor acts as an external high energetic (14.1 MeV) neutron source. The fissile fuel zone, containing ten rows in radial direction, covers the cylindrical fusion plasma chamber. The first three fuel rod rows contain Canadian deuterium uranium (CANDU) reactor spent nuclear fuel which was used down to a total enrichment grade of 0.418%. The following seven fuel rod rows contain light water reactor (LWR) spent nuclear fuel, which was used down to a total enrichment grade of 2.17%. This allows a certain degree of fission power flattening. Fissile zone is cooled with pressurised helium gas with volume ration of Vcoolant/Vfuel=2 in the fissile zone. Spent fuel rejuvenation occurs through the neutron capture reaction in 238U. The new fissile material increases the nuclear quality of the spent fuel which can be described as the cumulative fissile fuel enrichment (CFFE) grade of the nuclear fuel which is the sum of the isotopic ratios of all fissile material (235U+239Pu+241Pu) in the mixed oxide (MOX) fuel. Under a first-wall fusion neutron current load of 1014 (14.1-MeV n/cm2 s), corresponding to 2.25 MW/m2 and by a plant factor of 100%, the CANDU spent fuel can achieve an enrichment degree of 1% after ∼7 months, suitable for reutilization in a CANDU reactor. LWR spent fuel requires >15 months to reach an enrichment grade ∼3.5%, suitable for reutilization in a LWR. A longer rejuvenation period (up to 48 months) increases the fissile fuel enrichment levels of the spent fuel reactor to much higher degrees (>3% for CANDU spent fuel and over 5% for LWR spent fuel), opening possibilities an increased burn-up in critical reactors and a re-utilization in multiple cycles.
核融合増殖炉は、使用済み核燃料の再生のために提示される。(D,T)核融合炉は、外部の高エネルギー(14.1 MeV)中性子源として機能する。核分裂性燃料領域は、半径方向に10列を含み、円筒状の核融合プラズマ容器を覆う。最初の3列の燃料棒は、カナダ重水素ウラン(CANDU)炉の使用済み核燃料を含み、これは全濃縮度0.418%まで使用されたものである。続く7列の燃料棒は、軽水炉(LWR)の使用済み核燃料を含み、これは全濃縮度2.17%まで使用されたものである。これにより、ある程度の核分裂出力平坦化が可能となる。核分裂性領域は、核分裂性領域内でV冷却材/V燃料=2の体積比を持つ加圧ヘリウムガスによって冷却される。使用済み核燃料の再生は、238Uにおける中性子捕獲反応を通じて起こる。新たな核分裂性物質は、使用済み核燃料の核的品質を向上させ、これは混合酸化物(MOX)燃料中の全核分裂性物質の同位体比の合計(235U+239Pu+241Pu)として表される累積核分裂性燃料濃縮度(CFFE)グレードとして記述できる。第一壁核融合中性子負荷1014(14.1-MeV n/cm2 s)、すなわち2.25 MW/m2、および設備利用率100%の条件下では、CANDU使用済み核燃料は約7ヶ月後に1%の濃縮度を達成でき、CANDU炉での再利用に適する。LWR使用済み核燃料は、LWRでの再利用に適する約3.5%の濃縮度に達するために15ヶ月以上を要する。より長い再生期間(最大48ヶ月)は、使用済み核燃料の核分裂性燃料濃縮度をさらに高いレベル(CANDU使用済み核燃料では3%超、LWR使用済み核燃料では5%超)に増加させ、臨界炉での高燃焼度と複数サイクルでの再利用の可能性を開く。