崩壊熱除去系除熱性能評価に関する研究

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大島 宏之; 堺 公明; 山口 彰; 植田 伸幸*; 西 義久*; 木下 泉*

Ohshima, Hiroyuki; Sakai, Takaaki; Yamaguchi, Akira; Ueda, Nobuyuki*; Nishi, Yoshihisa*; not registered

実用化戦略調査研究PhaseIの一環として、電力中央研究所と共同で各種炉型における崩壊熱除去性能評価を実施した。ここでは、Phase-Iで概念設計が進められている原子炉システムを対象とし、最適な崩壊熱除去システム構築に必要な崩壊熱除去特性や各種設計・運転パラメータの影響感度を把握することを目的として、解析手法の整備およびプラント動特性解析を行った。本報告書は平成12年度の成果をまとめたものである。 ナトリウム冷却炉や重金属冷却炉に関しては、液体金属という観点からこれまでに蓄積されてきた知見をベースに、概念設計が進められている炉型の解析評価が可能となるよう、プラント動特性解析コードの改良・整備を実施した。また、これらを用いて予備解析を行い、コードの妥当性を確認するとともに定性的なプラント過渡挙動を把握した。 崩壊熱除去系システムの1つである炉壁冷却システム(RVACS)についても、S-PRISMの設計を例としてスクラム過渡解析及び設計パラメータ感度解析を実施した。これより、RVACS単独で除熱成功基準を十分に満たせること、除熱性能向上には、放熱面積の拡大、炉容器-ガードベッセル間伝熱の促進、空気側熱熱伝達の向上が重要であることなどが判明した。また、合理的な範囲と考えられる原子炉容器形状で、RVACS単独でホットプレナム最高温度を650度C以下に保持できる出力上限は、電気出力55万KWe前後と推定された。 ガス冷却炉については、動特性解析手法を整備するとともに、EGBR設計案を対象に自然循環崩壊熱除去能力は十分であるが、減圧事故時等の熱過渡特性を解析により把握した。原子炉トリップ時の自然循環崩壊熱除去能力は十分であるが、減圧事故の重ね合わせでは炉容器内圧力を数気圧以上に確保しない限り除熱困難であること、減圧事故時過渡変化においては1次ピーク被覆管温度を抑えることがポイントであることなどが判明した。また、パラメータ感度解析により、流量半減時間、伝熱中心差、崩壊熱除去系起動時間などの感度は、本解析の想定範囲内ではあまり高くないことが示された。

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