AbstractProduction of denaturated fissile fuel in a thorium fusion breeder has been investigated by mixing the fertile fuel with natural-UO2 and LWR (light water reactors) spent nuclear fuel. Four different coolants (pressurised helium, Flibe ‘Li2BeF4’, natural lithium and Li17Pb83 eutectic) are selected for the nuclear heat transfer. In order to obtain a power flattening in the fissile-fertile zone, the UO2- or the spent fuel-fraction in the mixed oxide (MOX) fuel has been gradually increased in radial direction. Power plant operation periods between 13 and 29 months are evaluated to achieve a fissile fuel enrichment ∼4%, under a first-wall fusion neutron energy current of 5 MW m−2 (plant factor of 100%). For a plant operation over 4 years, enrichment grades between 6.0 and 11.5% are calculated for the investigated MOX fuel and coolant compositions. The 238U component of natural-UO2 can provide a limited proliferation hardening only for the 233U component, whereas, the homogenous mixture of ThO2 with a small quantity of (>4%) LWR spent nuclear fuel remains all-over non-prolific for both, uranium and plutonium components.
トリウム核融合増殖炉における核分裂性燃料の生産について、肥沃性燃料を天然UO2および軽水炉（LWR）使用済み核燃料と混合することにより調査した。核熱伝達用に4種類の冷却材（加圧ヘリウム、Flibe『Li2BeF4』、天然リチウム、Li17Pb83共晶合金）を選定した。核分裂性・肥沃性領域における出力平坦化を得るため、混合酸化物（MOX）燃料中のUO2または使用済み核燃料の割合を半径方向に漸増させた。第一壁核融合中性子エネルギー流束5 MW m-2（設備利用率100%）の条件下で、核分裂性燃料濃縮度約4%を達成するための運転期間は13ヶ月から29ヶ月と評価された。4年以上の運転では、調査したMOX燃料組成および冷却材組成に対して、濃縮度6.0%から11.5%が算出された。天然UO2の238U成分は233U成分に対して限定的な核拡散抵抗性（proliferation hardening）を提供できるが、ThO2と少量（>4%）のLWR使用済み核燃料の均質混合物は、ウラン成分およびプルトニウム成分の両方に対して全体的に核拡散抵抗性を有することが示された。