FBRサイクルの安全性総合評価; 平成16年度報告

Safety Evaluations of FBR Power Plants and Fuel Cycle Facilities; Results of the Studies in 2004

久保 重信 ; 栗坂 健一 ; 山野 秀将   ; 丹羽 元

Kubo, Shigenobu; Kurisaka, Kenichi; Yamano, Hidemasa; Niwa, Hajime

実用化戦略調査研究において検討対象としている炉およびサイクルシステム概念について、合理的な安全設計概念構築に資するための検討を実施し、以下の成果を得た。・ナトリウム炉について、安全設計・評価方針の基本的な考え方を整理すると共に、軽水炉と同等の安全性の示し方、非難不要概念の考え方、格納容器の性能要求について検討し、格納容器設計に関する課題の明確化を図った。また、金属燃料ナトリウム冷却小型炉のCDA評価に関する現状知見と再臨界回避検討の方向性、炉心設計の要求事項についてまとめた。・合理的な再臨界回避方策として提案している溶融燃料排出ダスト付き概念の有効性見通しを予備解析結果によって示した。また、損傷炉挙動の3次元効果について分析し、制御棒案内間官の溶融燃料の冷却効果などの事象進展緩和効果を抽出し、評価に反映した。・ナトリウム炉の炉心損傷頻度の合理的な低減のため、除熱源喪失型の炉心喪失損傷事象に支配的なシーケンスの抽出を行い、蒸気発生器への蒸気補給、空気冷却器ダンパの多様化などの対策を考案した。また、これらの対策により除熱源喪失型の炉心損傷頻度に対して1桁以上の逓減が見込まれることを簡易評価により確認した。・鉛ビスマス冷却炉について、蒸気発生器電熱管破損による1次系への蒸気の大規模流入可能性について検討した結果、その可能性が否定できないことから蒸気発生器下端部での蒸気泡流出防止対策をとることを検討し、設計に採り入れた。・中間評価までに実施済みの先進湿式施設および乾式金属電解法施設に加えてH16年度は、高圧の流体を内蔵する超臨界直接流出法の施設および湿式リファレンス施設における抽出クロマトグラフ法のMA回収工程を対象に代表事象に焦点を絞ったリスク評価を実施し、リスクが十分に低いことを確認した。以上によりいずれの概念も安全性の目標を達成可能なことを確認した。

This study is dedicated to establish rational safety design concepts for the power plants and their related fuel cycle facilities in the feasibility study on commercialized fast reactor cycle systems. Major results of this study are as follows. *The principles of safety design and evaluation for the sodium-cooled reacter were formulated as well as the way to achives the equivalent safety level to LWRs,design requirements to eliminate necessity of the evacuation, and the contaiment performance requrement. As a result, the item for further investigation was clarified in the containment design. As for small scale sodium-cooled reacter with metallic fuel,state-of -the -arts of knowledge for the evaluation of GDA, the way for elimiration of re-critically and related design requirements for the reacter core were identifiled. *A preliminary evaluation shoed that the feasibility of molten fuel discharge capability of modified inner duct conceot forsodium-cooled MOX fuel reacters.The three dimentional effect in the course of the transition phase of CDA was investigated and foud that the cooling effect of the control rod guide tube is pronounced comparing with two dimensional case. * A preliminary evaluation showed that the occurrence probability of PLOHS can be reduced by more than one order with help of stome accident management measures such as steam spply to SGs, improvement of diversity for the air cooler dumper. * Concering the SG tube repture for the LBE-cooled reacter, it was found out that certain amoumt of steam can enter into the core in case of one tube rupture at the bottom of SG and that steam jet breaker should be installed in order to avoid massive ateam ingress. * A risk study on some typicals events in the facilities of the suoer-critical direct extraction reprocessing and the extraction chromatography method for MA recovery revealed that their risk levels are sufficiently low.