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JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 3; Progress of component design

第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア開発に関連したJSFR設計進捗,3; 機器設計の進捗

江沼 康弘 ; 川崎 信史 ; 折田 潤一*; 衛藤 将生*; 宮川 高行*

Enuma, Yasuhiro; Kawasaki, Nobuchika; Orita, Junichi*; Eto, Masao*; Miyagawa, Takayuki*

第4世代炉のナトリウム冷却高速炉に関する安全設計クライテリアを現在開発中である。そのため、原子力機構,日本原子力発電および三菱FBRシステムズは、開発中の高速炉JSFRが、本クライテリアを満足するように設計検討を実施している。また、本クライテリアを満足するための安全対策のほかに、保守補修性の向上も同時に図っている。本論文は、主要機器の設計進捗を説明したものであり、原子炉構造においては、検査用アクセスルートを増加させ、ポンプ中間熱交換器合体機器においては、交換性の向上を図った内容を説明している。蒸気発生器に関しては、2重管の選定状況を説明している。

In the frame work of generation IV international forum, safety design criteria and safety design guideline for the generation IV sodium-cooled fast reactors have been developing. JAEA, JAPC, MFBR have been investigating design study for JSFR to satisfy SDC. In addition to the safety measures, maintainability, reparability and manufacturability are taken into account in the JSFR design study. This paper describes the design of main components. Enlargement of the access route for the inspection devices and addition of the access routes were carried out for the reactor structure. The pump-integrated IHX was modified for the primary heat exchanger, which was installed for the decay heat removal in the IHX at the upper plenum, to be removable for improved repair and maintenance. For the steam generator, protective wall tube type design is under investigation as an option with less R&D risks.

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