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BFS臨界実験解析; BFS-62-5及び66-1炉心の解析

BFS Critical Experiment and Analysis; Analysis of BFS-62-5 and 66-1 Cores

羽様 平; 岩井 武彦*; 庄野 彰

Hazama, Taira; Iwai, Takehiko*; Shono, Akira

現在ロシアでは高速炉BN-600で解体核を燃焼処分する計画が進められている。その計画を支援するため、BN-600への解体核装荷を模擬した実験とその解析(BFS臨界実験解析)をロシア物理エネルギー研究所との共同研究により実施した。本報告では、BFS臨界実験解析の最後に実施されたBFS-62-5及び66-1炉心の実験概要及びサイクル機構による解析結果について述べる。また、既報告のBFS-62-1$$sim$$4炉心についてもこれまでの知見を反映して再解析し、一連の結果を整理した。BFS-62-5及び66-1炉心は、炉心中央へのMOX燃料の装荷や燃料領域上部へのNaプレナムの設置などウラン燃料を主体としたBFS-62-1$$sim$$4炉心とは炉心構成が大きく異なるが、主要核特性についてBFS-62-1$$sim$$4炉心と同様の良好な解析結果を得ることができた。安全評価のポイントであり、かつ炉心構成の影響を受けやすいNaボイド反応度についても核データに起因する誤差範囲内の精度で解析できており、今後のロシア解体核処分計画や日本における高速炉設計研究の信頼性向上に寄与するものと思われる。

A program is in progress to dispose excess weapon plutonium in BN-600 fast reactor. To support the program, a series of critical experiments that simulates plutonium loading in BN-600 (BFS critical experiment and analysis) was carried out, and has been analyzed in an international collaboration with Russian Institute of Physics and Power Engineering. This report describes analysis results of the critical experiments on the last core configurations BFS-62-5 and BFS-66-1. In addition, already-reported analysis results on BFS-62-1 to -4 cores are updated in a unified method. BFS-62-5 and 66-1 have different features such as use of MOX fuel in the central area and having the sodium plenum region above the fuel region, when compared with BFS-62-1 to -4 mainly consisting of uranium fuel. Despite the differences, major nuclear parameters were successfully analyzed with similarly good accuracy. Even the sodium void reactivity, an important safety parameter and sensitive to the core configuration change, was analyzed within nuclear data uncertainty. These results will contribute to the improvement in reliability of core design in the dismantled plutonium disposition program of Russia and the FBR feasibility study of Japan.

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