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「常陽」を用いたATWS模擬試験の実施計画に関する研究

Planning of the ATWS Simulation Tests by using Experimental Fast Reactor JOYO

大山 一弘; 黒羽 隆也*; 高松 操 ; 関根 隆 

Oyama, Kazuhiro; Kuroha, Takaya*; Takamatsu, Misao; Sekine, Takashi

高速実験炉「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を進めている。本研究では、過渡時のプラント挙動を精度良く予測することが重要であり、「常陽」では、プラント動特性解析コードMimir-N2により、これらの評価を行っている。 これまで、平成13年度、14年度にMK-III炉心用にプラント動特性解析コードMimir-N2を整備するとともに、MK-III性能試験予測解析を実施し、平成15年度のMK-III性能試験においては、手動スクラム試験及び外部電源喪失試験等のプラントデータを取得した。さらに、平成15年度に、これらのデータに基づき、プラント動特性解析コードMimir-N2の冷却系モデルのうち、原子炉容器上部プレナム部、2次主冷却系ホットレグ配管、主冷却機のモデルの整備を実施した。 今年度は、安全特性試験として計画しているUTOP予備及び模擬試験、ULOF模擬試験の実施に向けた見通しを得るため、プラント動特性解析コードMimir-N2による投入反応度等をパラメータとしたUTOP及びULOF事象解析結果及び試験時のプラント構造健全性について評価し、見通しのある試験条件を策定した。

A study of passive safety test using JOYO has been carried out to demonstrate the inherent safety of sodium cooled fast reactors. In this study, emphasis was placed on the improvement of the accuracy of plant kinetics calculations. The Mimir-N2 analysis code, developed to analyze JOYO plant kinetics, was selected as the standard code for predicting plant behavior during transients.Mimir-N2 was previously modified for MK-III core in 2001, 2002. Then, it implemented MK-III performance testing estimate analysis. The MK-III performance test included manual reactor shutdown test and loss of power supply test etc. as transient tests. In order to further improve the accuracy of the calculation, the Mimir-N2 heat transport system models of the reactor vessel upper plenum, the hot leg of secondary heat transport system and the dump heat exchanger were modified based on the results of the MK-III performance test in 2003.In this year, it stores up to get the prospect to have paid to the implementation of the UTOP, the ULOF test which is planned as the passive safety test, it evaluated about the plant structure and UTOP, the ULOF analysis for the parameter of which was the investing reactivity and so on by the Mimir-N2 analysis code. As a result, we could work out the testing condition which has prospect.

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