重金属冷却炉の検討; 平成14年度成果

Heavy Liquid Metal Coole; Results 2002

江沼 康弘  ; 早船 浩樹; 惣万 芳人; 此村 守; 水野 朋保; 堺 公明

Enuma, Yasuhiro; Hayafune, Hiroki; Soman, Yoshindo; Konomura, Mamoru; Mizuno, Tomoyasu; Sakai, Takaaki

本研究では、実用化戦略調査研究において有望な高速炉概念のひとつとして検討されている中型鉛ビスマス冷却炉に関して、構造健全性、耐震性、運転性等の概念成立性を左右する枢要課題の見通しを確認するための検討を行った。主な内容は以下のとおりである。(1) 原子炉構造、炉内構造に対する耐震健全性 (a) 原子炉構造:耐震成立性を確保できる見通しが得られた。(b) 炉上部構造: 燃料の炉内中継用案内管は、片持ち梁状では耐震性確保が困難であるので、内筒などの近くにある比較的剛性の高い構造物からサポートする必要がある。(2) 熱的健全性 実用化戦略調査研究で検討されている中型タンク式鉛-ビスマス冷却炉とナトリウム冷却大型炉の熱的健全性の観点からの特質を整理し、温度成層化や温度揺らぎ等の特徴的な現象を対象として両者の差異を評価した。(3) 運転性 以下の作業を実施し自然循環炉の運転性見通しを得た。(a) 制御特性検討に必要な水蒸気系概念の具体化 (b) 一体型炉の制御特性、過渡特性の検討 (c) 冷却材チャージ、予熱処理手順を含む初期起動時運転手順の具体化 (4) 安全性 伝熱管破断時の炉心部の流量変化に伴う炉心出力、温度変化などに着目した熱流動解析、熱的側面からの炉心安全性評価及び炉心への水蒸気侵入による印加反応度について検討した結果、炉心部の温度上昇は小さく、炉心の健全性は確保できるとともに安全上問題になることはない見通しが得られた。(5) 炉内構造とBOP設備の具体化

Main issues of structural integrity, seismic integrity and operation are studied to confirm feasibilities of the medium size lead-bismuth cooled reactor as a candidate for one of the concepts of fast reactor in the feasibility studies on commercialized FBR cycle system. The results are following. (1) Integrity under loading of earthquake (a) Reactor system: Seismic integrity of the reactor is confirmed. (b) Upper core structures and fuel exchanging machine: Those structures are necessary for increasing stiffness by bonding. (2) Structural integrity for thermal loading Characteristics of both the medium size lead-bismuth cooled reactor and the large size sodium cooled reactor in the feasibility studies are arranged and structural integrity for thermal loading is evaluated about particular phenomena of thermal stratification and thermal striping. (3) Operation Feasibility of the natural circulation operation is confirmed. (a) Water-steam supply system concerned with control system (b) Control characteristics and transient characteristics of lead-bismuth reactor (c) Initial start-up operation concerned with preheating and charging of coolant (4) Safty Core integrity on SG tube rupture is evaluated to be confirmed its safety, by analyzing thermal hydraulic behavior of transient of power, flow and temperature, by calculating characteristics of core and by evaluating additional reactivity by steam coming into core region. (5) Internal core structures design and system power balance design.