BN-600ハイブリッド炉心の設計検討(I); 我が国の手法による炉心核熱特性評価(研究報告)

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: BN-600ハイブリッド炉心の設計検討(I); 我が国の手法による炉心核熱特性評価(研究報告)
• 著者・編者: 宇都 成昭
• 著者標目: 宇都 成昭
• 出版年月日等: 2003-06
• 出版年（W3CDTF）: 2003-06
• 並列タイトル等: Design study on BN-600 hybrid core (I); evaluation of core neutronic and thermalhydraulic characteristics by Japanese analysis methods
• タイトル（掲載誌）: JNC TN9400 2003-040
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 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)をバイパック燃料製造技術でMOX燃料にし、現在稼動中の高速炉BN-600で燃焼(ハイブリッド化)させる計画について、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核熱特性評価を行った。その結果、最大線出力、炉心平均取出燃焼度、ナトリウムボイド反応度、解体Pu処分能力、制御反応度収支の解析結果が、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。本研究により、ロシアが選定したBN-600ハイブリッド炉心の炉心・燃料仕様は炉心の核熱設計に関して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 disposition of Russian weapon-grade plutonium by containing the plutonium in vibropacked MOX fuel subassemblies and burning them in the BN-600
• 一次資料へのリンクURL: /JNC-TN9400-2003-040.pdf/ comment：fulltext; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2003-040.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 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)をバイパック燃料製造技術でMOX燃料にし、現在稼動中の高速炉BN-600で燃焼(ハイブリッド化)させる計画について、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...