ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時の炉内冷却に関する研究,3; 大型ナトリウム試験装置AtheNa-RVの設計検討

Study on reactor vessel coolability of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition, 3; Concept design study of large scale sodium test facility AtheNa-RV

鍋島 邦彦  ; 堂田 哲広  ; 石川 信行; 天野 克則; 大島 宏之

Nabeshima, Kunihiko; Doda, Norihiro; Ishikawa, Nobuyuki; Amano, Katsunori; Ohshima, Hiroyuki

原子力機構では、ループ型及びプール型ナトリウム冷却高速炉を対象として、シビアアクシデント時における自然循環崩壊熱除去系の炉内冷却性能評価を行っている。本報では、炉心が健全状態から損傷状態までを模擬する原子炉容器大型ナトリウム試験装置(AtheNa-RV)の概念設計検討について報告する。

AtheNa-SA project in JAEA is planned to evaluate the availability of cooling system in the reactor vessel under the severe accident of loop-type or pool-type sodium-cooled fast reactor. This report describes the design study of large scale sodium test facility AtheNa-RV, which could simulate natural circulation decay heat removal system in normal or damaged core.