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大型FBR設計研究, 平成3年度上期; 高温待機状態の成立性に関する系統降温特性調査結果

Design study on large scale fast breeder reactor plant, The farst half of the 1991; Research results of thermal characteristics for cooling system in regrand to feasibility of a hot standby

大滝 明 

Ohtaki, Akira

電気出力60万kw級のFBR設計研究で計画されている高温待機状態は、冷却系の熱過渡を緩和し、且つプラントの再起動を容易にする目的で、トリップ発生から約48時間にわたって冷却材温度を300$$^{circ}$$C程度で維持することを達成目標にしている。この高温待機状態の課題を摘出するため、平成2年度設計条件に基づく本プラントの放熱量や構造材重量、冷却材重量を調査し、さらに各調査結果を反映したSuper-COPDの入力データを用いてナトリウム系の降温特性解析を実施した。同時に、高温待機状態の達成に必要な対策を案出した。本報告書は、高温待機状態の成立性評価方法に関する検討結果や一連の調査結果、系統降温特性等について報告するものであり、以下に要約を示す。(1)本プラントの温度応答は「もんじゅ」とほぼ同様の挙動を示す。その原因として「もんじゅ」に準じた安全保護系と系統運用を適用したことが考えられる。(2)また、「もんじゅ」と同様にA/Cが本プラントで最大の放熱源となる。(3)系統全体の放熱量は定格時で約3.2MWt、崩壊熱除去運転末期(入口ダンパ「全開」入口ベーンおよび出口ダンパ「制御下限状態」)で系統温度が300$$^{circ}$$Cの時には約3.3MWtと推定される。(4)現状で原子炉容器入口温度が300$$^{circ}$$Cまで低下する時間は約14時間であり、この時点の降温率は約3.5$$^{circ}$$C/hrである。(5)定格流量で運転する循環ポンプの総入熱量は8.1MWt程度(1次系:約6MWt,2次系:約2.1MWt)と推定されるため、系統全体の降温抑制に充分適用可能である。また、崩壊熱を含めた全入熱量と系統放熱量がバランスする流量でポンプを運転することにより温度制御も可能と考える。以上の結果を踏まえ、今後は高温保持時間の延長や急速な温度応答の緩和を目指したプラント運用方法を具体化するとともに、評価手法の整備を行う計画である。

A Hot Standby examined through the design study of 600 MW, class FBR aims at maintaining the coolant temperature at about 300$$^{circ}$$C for 48 hours or more after breaking out a trip, in order to relax the thermal transient on Cooling Systems and to make restarting the plants easier. To pick up problems of Hot Standby, the heat loss, the weight of structure and coolant on this plant are calculated a based on the design in 1990, and the thermal characteristic of the heat transport systems are analysed with Super-COPD using abore input data. And the conditions needed to Hot Standby are clarified. In this report, research related to an evaluation method of feasibility and so on are obtained as follows : (1)This plant thermal response behaves similarly with MONJU. (2)The Air Cooler is the maximum source of the heat loss so as in MONJU. (3)The heat loss in the whole system are estimated as 3.2MW in rated output, and 3.3 MW when system temperature is 300$$^{circ}$$C after the Decay Heat Removal operation. (4)The duration heat sink time when the inlet temperature of reactor vessel drops to 300$$^{circ}$$C is about 14 hours and the droprate is about 3.5$$^{circ}$$C/h. (5)The whole input heat value of the circulation pumps at the rating flow is estimated as 8.1 MW and therefore affects to heat sink. Ebalancing heat gain including the decay heat with system heat loss by manipulating the pumps enables to control the temperature. After this, the plant operating method should be defined and the estimation method will be provided.

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