Thermal hydraulics of sodium-cooled fast reactors; Key issues and highlights

ナトリウム冷却高速炉の熱流動; 重要課題と研究成果

二ノ方 壽*; 上出 英樹 

Ninokata, Hisashi*; Kamide, Hideki

NURETH-14国際会議のKeynote Lectureとして、日本における高速炉開発に関して特にJSFRの設計研究と関連する熱流動研究に焦点を当てて重要なポイントを述べる。JSFRでは幾つかの革新技術、例えば完全自然循環方式崩壊熱除去系、炉心損傷事故時の再臨界を排除できる炉心概念が、より高い安全レベルを達成するために研究され、その評価が進んでいる。ここではその成果を紹介する。

Key issues in thermal hydraulics are discussed in connection to the current Japan's sodium-cooled fast reactor development efforts. Design study and related researches of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) are focused. Several innovative technologies, e.g., fully natural circulation decay heat removal and recriticality free core, have been investigated in order to achieve higher level of reactor safety. Preliminary evaluations are on-going. Here, progress of design study is introduced.