Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 2; Technological feasibility of two-loop cooling system in JSFR

日本におけるアドバンストループ型高速炉の開発,2; JSFRにおける2ループ冷却系の技術的実現性

山野 秀将   ; 久保 重信 ; 栗坂 健一 ; 島川 佳郎*; 佐郷 ひろみ*

Yamano, Hidemasa; Kubo, Shigenobu; Kurisaka, Kenichi; Shimakawa, Yoshio*; Sago, Hiromi*

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、現在アドバンストナトリウム冷却高速炉の概念設計を行っている。一般に、大型原子炉(約1.5GWe級)はループ数を増加する傾向(例えば、スーパーフェニックスやAPWRでは4ループ)があったが、JSFRは2ループ冷却系を採用し、それにより、原子炉蒸気供給システムの物量及び原子炉建屋容積を減少させることによるプラント建設コストの大幅な低減を達成している。本論文では、JSFRの2ループ冷却系の技術的実現性に関して、特に、配管の流力振動,安全解析,崩壊熱除去系について記述する。

The conceptual design of an advanced sodium-cooled fast reactor (named JSFR) is currently carried out by the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In general, a large-scale nuclear reactor (approximately 1.5 GWe class) tended to increase in the number of loops (e.g., four loops in Super Phnix and APWR), while the JSFR adopts a two-loop cooling system that enables significantly reducing a plant construction cost resulting from decreasing in material amount of the nuclear steam supply system and in the reactor building volume. This paper describes technological feasibility of the two-loop cooling system in JSFR; especially, focused on flow-induced vibration of piping, safety analysis and decay heat removal system.