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山野 秀将; 久保 重信; 時崎 美奈子*; 中村 博紀*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 12 Pages, 2022/10
日本で設計された新型ナトリウム冷却高速炉の独特な設計の特徴は、設計拡張状態(DEC)において、受動的炉停止系,受動的崩壊熱除去系(DHRS),異常な過渡時スクラム失敗(ATWS)事象に対する炉内事象終息(IVR)概念である。本論文では、日本で研究された事象シーケンスのための数値解析手法を記述するとともに、典型的なATWS事象に対する受動的炉停止系及び溶融炉心物質のIVRのためのシビアアクシデント対策の有効性を示す。受動的炉停止能力のため、数値解析により、厳しいATWS事象に対して自己作動型炉停止系の有効性を示した。その際、温度応答遅れ時間を流体力学計算(CFD)コードにより評価した。また、デブリベッド冷却性評価のため、最近、3次元CFD解析コードと1次元デブリベッドモジュールを結合させた手法を開発し、受動的DHRSを用いてデブリベッド周辺の3次元流動場を模擬するとともに、コアキャッチャーでのデブリベッド冷却性を示した。
小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08
炉内配管破損に対する安全保護系の機能の十分性を確認するために安全評価を実施した。対象プラントは、現在日本で開発中の軸方向に均質な炉心燃料を装荷した、約600MWeクラスのタンク型SFRである。タンク型SFRでは、一次系配管が一次系ポンプと燃料集合体の入口にあたる高圧ナトリウムプレナムとを接続し、「炉内配管」と呼ばれている。この配管は原子炉容器内に配置されているため、この配管の小規模なナトリウム漏洩を検出することは困難であり、このためギロチン破断のような大きな配管破損を想定し、設計基準事象として評価する必要がある。安全保護系の信号による炉内配管破損事象の検出性を確認するために、炉内配管破損事象の解析評価を実施した。反応度係数の不確実性を考慮するための感度解析も実施した。炉内配管破損に対する安全保護系の機能の十分性は、タンク型SFRの安全保護系の開発目標としている、事象の検出のために少なくとも2つの信号が送信されるという解析結果によって確認された。
山田 由美*; 時崎 美奈子*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 坂場 弘*
no journal, ,
JSFR実証施設では、受動的炉停止系として自己作動型炉停止機構(SASS: Self Actuated Shutdown System)を有しており、このプラントに対するレベル1PSAを行うためには、この受動的安全機能の信頼性評価を行いその機能喪失の確率を求める必要がある。既往研究により開発された信頼度を評価する手法を用いて、代表的な異常な過渡時炉停止失敗(ATWS)事象におけるSASSの非信頼度を評価した。
小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*
no journal, ,
タンク型SFRの設計基準事象の候補である炉内配管破損を対象に安全解析を行い、安全保護系信号の充足性について確認した。初期出力状態(定格,部分出力)、反応度フィードバックの不確かさ等、影響が大きいと考えられるパラメータについて複数の感度解析を行った結果、開発ターゲットとして暫定している安全保護系信号の目標(炉内配管破損に対し複数信号確保)を満足できる見通しを得た
長谷川 喬*; 菅 太郎*; 森脇 裕之*; 時崎 美奈子*; 山野 秀将; 高野 和也
no journal, ,
次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、低ナトリウムボイド反応度化を指向した炉心概念を構築し、代表的な設計基準事象を対象とした安全評価を実施した。
時崎 美奈子*; 谷 明洋*; 安藤 将人*; 小野田 雄一
no journal, ,
タンク型ナトリウム冷却高速炉(600MW[e]級出力)を対象に、運転時の異常な過渡変化(AOO)及び設計基準事故(DBA)の範疇を対象とした崩壊熱除去特性評価を行い、安全性の判断基準に照らして炉心燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保できる見通しを得た。また、崩壊熱除去機能に係るロバスト性確認の観点から、浸漬型DRACS単独運転時の崩壊熱除去特性評価を行い、自然循環による炉心冷却の成立見通しを得た。
