重金属冷却炉の検討; 平成15年度成果

Heavy Liquid Metal Cooled FBR; Results 2003

早船 浩樹; 江沼 康弘  ; 惣万 芳人; 此村 守; 水野 朋保; 井川 健一*

Hayafune, Hiroki; Enuma, Yasuhiro; Soman, Yoshindo; Konomura, Mamoru; Mizuno, Tomoyasu; Igawa, Kenichi*

本研究は強制循環方式中型タンク式鉛-ビスマス冷却炉に関して、保守補修性及び耐震性を考慮した原子炉構造概念、蒸気発生器及び主循環ポンプ構造概念の検討を行うとともに、耐震健全性並びに安全性評価などの概念成立性を左右する課題の見通しを確認するための検討を行った。主な検討結果は、以下のとおりである。 (1) 保守補修性を考慮した概念見直し 保守補修性向上の観点から、冷却系機器であるSGは複数基分割型を採用することにより炉容器デッキ上に単独引抜き可能とし、炉容器内機器においてはUIS及び炉心支持構造物も同じく上部に引き抜き可能とした。また、この際に必要となる冷却材ドレン関連の設備の検討を行った。上記で検討した概念について耐震設計成立性の検討を行い、成立性の見通しを得た。 (2) 蒸気発生器構造概念の検討 蒸気発生器(SG)型式は一体貫流方式ヘリカルコイル管型とし、6基に分割してループデッキ上に分散して設置した。SG伝熱管の保守・補修性について、定期検査時のISI実施要領を明確化した。 (3) 耐震性見通しの検討 原子炉容器、炉心支持構造物及び炉内の長尺機器であるUIS、燃料交換機、SG及び主循環ポンプを対象として、耐震性検討を行った。その結果、燃料交換機は、レファレンスS1地震条件下で、その他の機器は強地震条件下で、耐震健全性の見通しが得られた。 (4) 安全評価 炉心流量減少型の全電源喪失事象及び通常の典型的な手動による原子炉トリップ事象に関してプラント過渡特性解析を実施し、炉心を含むプラントの安全性評価のため、炉心流量及び温度過渡変化の把握を行った。この結果、全電源喪失事象において原子炉スクラム以後、炉心は炉心流量コーストダウン特性と崩壊熱除去系起動による自然循環力の立上がり特性から、炉停止直後の短期間において炉心部に逆流現象が発生する事が分かった。本現象は炉心部2次元解析結果により予測された現象であり、今後、本逆流現象の更なる解明とともに、これを回避する手段を構築する必要がある。 (5) 運転温度低下の影響把握 鉛・ビスマス冷却材が燃料被覆管材料に及ぼす腐食現象を回避する手段として、燃料被覆管の最高使用温度を570と設定した場合のプラントヒートバランスの検討を行い、原子炉出口温度が445である低温サイクルプラント条件を選定した。この場合、原子炉容器径及びSG胴径など

Concepts of the reactor, SG and main coolant pump have been studied considering maintainability and aseismic capability, which is a medium size pool type lead-bismuth cooled reactor. The results are following.(1) Reconsideration of reactor design concepts concerning maintainability. In pursuit of good reactor maintainability, the structural concepts of SG, UIS and core support structures have been changed to be drawn up above the upper area of the reactor system. After a few decade of interval, lead-bismuth inventory in the reactor vessel shall be fully drained for easy ISI operation of in-vessel main components such as core support structures. From the viewpoint of the reactor aseismic capability, the axial length of reactor vessel was reduced and the reactor vessel support location was changed from the top hanging to the circumference of the vessel.(2) SG concept selection in conjunction with a compact reactor vessel.The concept of SG consisting of a once through type with helical coil tube is selected. 6 units of a small scale SG are arranged on a reactor roof deck along the peripheral direction, in addition to 3 units of a centrifugal mechanical pump.(3) Aseismic structural integrity of the reactor components. Aseismic structural integrity of the reactor vessel, core support structures, UIS, FHM, SG and the main pumps has been vigorously examined respectively. These components besides FHM could keep the aseismic structural integrity for strong S2 earthquake under the design condition FHM could also keep the integrity for S1 earthquake.(4) Safety evaluation. Thermal translents following loss of flow type accident due to plant total blackout and typical manual reactor trip incident, have been evaluated to assure the plant safety design, by analyzing thermal hydraulic behavior of transients concerning core flow rate and temperatures of the plant cooling system. *Loss of flow accident due to plant total blackout. The reactor coolant pumps shall be tripped and the