ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去システムの炉内冷却特性に関する研究; 多様な炉内冷却器を有するナトリウム試験装置への試験要求項目の予備的検討

Study on in-vessel coolability by decay heat removal systems in sodium-cooled fast reactors; Preliminary investigation of experimental requirements for a sodium test facility with different in-vessel direct heat exchangers

田中 正暁  ; 天野 克則*; 石川 信行; 鍋島 邦彦  ; 大島 宏之; 大山 一弘*; 中村 博紀*; 市原 隆司*

Tanaka, Masaaki; Amano, Katsunori*; Ishikawa, Nobuyuki; Nabeshima, Kunihiko; Ohshima, Hiroyuki; Oyama, Kazuhiro*; Nakamura, Hironori*; Ichihara, Takashi*

原子力機構ではMFBRの協力の下、ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の一環として、過酷事故(シビアアクシデント)時を含む崩壊熱除去時の多様な炉内冷却システムの成立性確認を目的とするナトリウム試験(AtheNa-RV/DHRS)の概念設計を進めている。本報では、崩壊熱除去に関する既往研究調査結果及び暫定体系での予備解析結果を基に試験要求項目について検討した結果及び試験装置の具体化に係る設計課題について報告する。

In the investigation of measures to enhance safety of a sodium cooled fast reactor, conceptual design of a test apparatus for sodium experiment named AtheNa-RV/DHRS has been conducted at JAEA in corporation with MFBR for feasibility study of the diverse systems for decay heat removal under various operating conditions including the sever accident. Important thermal-hydraulic problems to be studied using AtheNa-RV/DHRS and significant points in the design of it were investigated based on knowledge from the existing investigations regarding decay heat removal systems and results of the preliminary numerical simulation of AtheNa-RV/DHRS in temporal design.