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BN-600ハイブリッド炉心の設計検討(II) -我が国の手法による燃料健全性評価及び炉心核特性評価-

Design Study on BN-600 Hybrid Core (II) - Evaluation of Fuel Integrity and Core Neutronic Characteristics by Japanese Analysis Methods -

杉野 和輝; 宇都 成昭 ; 永沼 正行 ; 水野 朋保

Sugino, Kazuteru; Uto, Nariaki; Naganuma, Masayuki; Mizuno, Tomoyasu

ロシアの余剰核兵器解体プルトニウム(以下、解体Puと称する)処分の一環として、解体Puをバイパック燃料製造技術でMOX燃料にし、現在ロシアで稼動中の高速炉BN-600で燃焼(ハイブリッド化)させる計画が進行しているが、契約先であるロシア実験機械製造設計局OKBMとの設計作業が完了し、設計図書を入手した。 入手したBN-600ハイブリッド炉心の設計情報に基づき、我が国の手法を用いて同炉心の設計基準事象における燃料健全性評価及び核特性評価を行った。その結果、被覆管及び燃料の最高温度、冷却材(ナトリウム)ボイド反応度、反応度係数の解析結果が、ロシアが設定した設計制限・目標を充足し、かつロシア規則を遵守していることがわかった。 今回得られた結果より、ロシアが選定したBN-600ハイブリッド炉心の炉心・燃料仕様は炉心の安全設計及び核設計の観点から妥当である可能性を有すること、我が国の手法による評価結果はロシア設計の信頼性向上に寄与し得ることが示された。

A program of disposal of Russian surplus weapon-grade plutonium by containing the plutonium in vibropacked MOX fuel subassemblies and burning them in the BN-600 hybrid reactor core has been progressed. The relevant design works on the BN-600 hybrid core have been carried out under the contract between Japan Nuclear Cycle Development Institute (JNC) and OKB Mechanical Engineering (OKBM), Russian public enterprise. JNC obtained a series of design technical reports. Japanese analysis methods were adopted to evaluate fuel integrity in the design basis transients and neutronic characteristics of the BN-600 hybrid core, based on the design technical data described in the obtained reports. The evaluation results of the key performances, such as maximum cladding and fuel temperatures, coolant (sodium) void reactivity, reactivity coefficient, were found to satisfy the design criteria and/or target provided by Russia, and meet the Russian rule. The results of this study showed that the core and fuel specifications determined by Russia can be considered reasonable and proper from the viewpoint of safety and neutronic designs, and that the Japanese analysis methods are expected to contribute to increasing reliability of the Russian design works.

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