AbstractA possibility to use fusion power reactor (FPR) is considered for burning long-life elements of spent nuclear fuel in parallel with energy production. In this study a principal design of FPR blanket was examined for transmutation of long-life minor actinides (Np, Am, Cm). A production of minor actinide isotopes is equal to 20–30 kg/1 GW(e) year for now operating fission reactors, and their amounts will rise with the expected growth of fission reactor power. These isotopes have long-life time and can be dangerous in big amounts in future. Plutonium isotopes are not included in an assumption that they will be used in fission reactors. The major goals of the study were to determine FPR blanket composition corresponding to fast transmutation rate of actinides and tritium self-supply simultaneously. Tritium breeding ratio (TBR) was obtained at level 1.11 for water cooling and reached up 1.56 in variant with helium-cooled assemblies with Np nitride. It was concluded that rows with actinides from processed waste fuel should be arranged near the plasma first wall. Advantages of helium above water cooling are observed in the twice-increased loading of waste fissionable materials and essential increase of achievable TBR. Burnout of Np, Am, Cm would remain at a level ∼40–50% after 4 full power years.
核融合動力炉（FPR）を用いて、使用済み核燃料の長寿命元素をエネルギー生産と並行して燃焼させる可能性が検討されている。本研究では、長寿命マイナーアクチニド（Np、Am、Cm）の核変換のためのFPRブランケットの主要設計を検討した。現在運転中の核分裂炉では、マイナーアクチニド同位体の生成量は20～30 kg/1 GW(e)年であり、核分裂炉出力の増加に伴いその量は増加すると予想される。これらの同位体は長寿命であり、将来的に多量に存在すると危険となり得る。プルトニウム同位体は、核分裂炉で使用されるという想定には含まれていない。本研究の主な目的は、アクチニドの高速核変換率とトリチウム自給自足を同時に達成するFPRブランケット組成を決定することであった。トリチウム増殖比（TBR）は、水冷却の場合に1.11のレベルで得られ、Np窒化物を用いたヘリウム冷却型集合体の場合には最大1.56に達した。処理済み燃料からのアクチニドを含む列は、プラズマ第一壁の近くに配置されるべきであると結論付けられた。ヘリウム冷却の利点は、廃棄物核分裂性物質の装荷量が2倍に増加し、達成可能なTBRが本質的に増加することにおいて観察された。Np、Am、Cmの燃焼率は、4年間のフルパワー運転後も約40～50%のレベルに留まると考えられる。