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論文

Activities of the GIF safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems

山野 秀将; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Summer, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Ashurko, I.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。

論文

Current status of GIF collaborations on sodium-cooled fast reactor system

早船 浩樹; Glatz, J.-P.*; Yang, H.*; Ruggieri, J.-M.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2017/06

第4世代原子力システム国際フォーラムにおけるナトリウム冷却炉の協力の状況を運営委員会の共著としてまとめた。ナトリウム冷却炉の協力は2016年2月でフェーズIIとなり、10年間延長された。2015年にはシステム統合および評価プロジェクトも発足したため従来議論された研究開発は設計に反映されつつ展開されることになる。

論文

Recent activities of the safety and operation project of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV International Forum

Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; 山野 秀将; Kang, S.-H.*; Ashurko, I.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

安全運転(SO)に関するタスクは3つのワークパッケージに分類している。具体的には、WP-SO-1「手法、モデル及びコード」では安全評価のためのツール開発、WP-SO-2「実験計画及び運転経験」では実験施設やナトリウム冷却高速炉(例えば、もんじゅ、フェニックス、BN-600やCEFR)のメンテナンスや試験経験、WP-SO-3「革新的な設計や安全システムに関する研究」では第4世代炉の安全技術、例えば、能動的及び受動的安全系や他の特定設計設備に関連したものである。本論文は、そのSOプロジェクトの最近の活動について記述する。

論文

A Summary of sodium-cooled fast reactor development

青砥 紀身; Dufour, P.*; Hongyi, Y.*; Glats, J. P.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*; 宇都 成昭

Progress in Nuclear Energy, 77, p.247 - 265, 2014/11

 被引用回数:99 パーセンタイル:99.52(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する基盤技術の多くが、これまでの長期にわたる高速炉開発で蓄積された経験により築き上げられてきた。これらは仏国フェニックスでのEOL試験、我が国もんじゅの運転再開、露国BN-600の寿命延長、中国CEFRの運転開始等により確証されようとしている。新たに露国BN-800及びインドPFBRが2014年の運転開始を計画しているが、開始されればSFRの基盤技術の確証レベルはさらに深まることとなる。近年、SFR開発は持続可能なエネルギー生産およびアクチニド管理に重点をおいた第4世代炉の構築を目指したものへと進化し、JSFR, ASTRID, PGSFR, BN-1200, CFR-600等の先進的なSFR概念の開発が進められている。第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)は、系統・機器設計、安全及び運転、先進的燃料、アクチニドサイクル等、第4世代SFRの開発に必要な様々な研究開発を進めるための国際協力の枠組みであり、SFR開発国が過去の経験や最新の設計及び研究開発データを共有できる場を提供し、SFRの研究開発の促進に有益な役割を果たす。

論文

Results of studies on safety of the BN-600 reactor with hybrid core for the purpose of weapons Pu disposition

Kuznetsov, I.*; Shvetsov, Y. E.*; Ashurko, Yu. M.*; Volkov, A. V.*; Kashcheev, M. V.*; Tsykunov, A. G.*; Kamanin, Y. L.*; Bakhmetyev, A. M.*; Zamyatin, V. A.*; 丹羽 元; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

BN-600高速炉の利用が米露間余剰解体核Pu処分計画のロシア側計画で考慮されている。このためには炉心の一部をMOX燃料に変更して許認可を得る必要があるため、同炉心の安全解析を実施した。評価に際して入力データを整備するとともに、運転時の異常な過渡変化,設計基準外事象の評価,及びレベル1 PSA を実施した。解析結果は同炉の安全系が変更炉心に対しても十分余裕をもって有効であることを示すと共に、設計基準外事象の評価においても規制上の要求を満たすことが明らかにされた。また、安全解析ではバイパックMOX燃料においても特段の問題は見いだされなかった。

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