Progress of a pool-type SFR conceptual design study in Japan

日本におけるタンク型SFRの概念検討の進捗

久保 重信 ; 日暮 浩一*; 柴田 明裕*

Kubo, Shigenobu; Higurashi, Koichi*; Shibata, Akihiro*

日本におけるタンク型の次世代ナトリウム冷却高速炉の概念検討に関する進捗状況を報告する。第4世代原子炉国際フォーラム(GIF)で策定したナトリウム冷却炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドラインを適用した安全設計としている。除熱機能全喪失を実質回避するために崩壊熱除去設備を強化するとともに、その性能を評価している。

This paper describes progress of pool-type next generation sodium-cooled fast reactor (SFR) design study in Japan. Safety design criteria and safety design guidelines for SFR developed in the frame of generation IV international forum are fully applied in the safety design. In order to eliminate complete loss of heat removal, decay heat removal facilities are enhanced and their performance is evaluated.