2004年8月
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-
JNC TN9400 2004-042
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- 開始ページ
- 55
- 終了ページ
- 記述言語
- 日本語
- 掲載種別
- 機関テクニカルレポート,技術報告書,プレプリント等
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。