France-Japan collaboration on the SFR severe accident studies; Outcomes and future work program

久保 重信; Payot, F.*; 山野 秀将; Bertrand, F.*; Bachrata, A.*; Saas, L.*; Journeau, C.*; Gosse, S.*; Quaini, A.*; 柴田 明裕*; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04

The paper presents major outcomes of the France-Japan ASTRID collaboration and the work program from 2020 to 2024 in the field of severe accident study. In the ASTRID collaboration, severe accident sequences were summarized based on the various safety analyses for the important accident phases, which contributed to strengthen the confidence in the ASTRID severe accident progression for a robust safety demonstration and identification of R and D programs of common interest. Collaborative analysis has been conducted to evaluate ASTRID mitigation device efficiency for mitigation of power excursions, material relocation, debris bed and molten pool behavior on the core catcher. The methodology for mechanical consequence assessment was also developed. In order to support the reactor studies, experimental studies have been planned and conducted regarding the reaction of core material mixtures, in-pile experiments for the fuel pin failure and material relocation through a steel duct structure, and out-of-pile experiments for the fuel coolant interaction (FCI) in the sodium pool. Severe accident analysis tool SIMMER-V with new simulation capabilities and SEASON platform have also been developed. Based on these successful achievements, several tasks to study the large fields of the severe accident domain, which include development of severe accident analysis methodologies and synthesis of SA sequences and consequences, thermodynamics, kinetic and thermo-physical studies of core material mixture, development and validation of SIMMER-V, experimental programs on the molten core material relocation and FCI. After defining the technical contents and implementation plans, the five years study programs have been started.

ASTRID, the SFR GENIV technology demonstrator project; Where are we, where do we stand for?

Rouault, J.*; Abonneau, E.*; Settimo, D.*; Hamy, J.-M.*; 早船 浩樹; Gefflot, R.*; Benard, R.-P.*; Mandement, O.*; Chauveau, T.*; Lambert, G.*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.824 - 831, 2015/05

https://hal-cea.archives-ouvertes.fr/cea-02509083

ASTRIDプロジェクトは2012年に予備概念設計を終えた。このフェイズでは、革新的なオプションの評価を実施することであった。現在、2015年まで実施する概念設計の第2フェイズにあり、概念設計全体の取り纏めと、安全オプションレポートの作成を2015年末に実施する。2014年には、日本及びVELAN社が新たなパートナーとして参画し、設計及び研究開発に係る協力関係を樹立した。ASTRIDプロジェクトの次の主なマイルストンは、堅実で一貫性のある概念設計ファイルを2015年末にリリースすることとなる。

Construction of Sodium-cooled Medium-scale Modular Reactor in Consideration of In-service Inspection and Repair

菱田 正彦; 此村 守; 内田 昌人; 飯塚 透*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), P. 5112, 2005/05

JNCは、1990年に実用化戦略調査研究(FS)を開始している。ここでは、2015年までに実用化が見込める革新的技術を採用することとして、ナトリウム冷却大型炉(JSFR)及び大型炉を基に中型モジュール炉(M-JSFR)を構築し、それぞれ開発目標(建設単価20万円/kWe)を達成できることを確認している。この開発目標達成のため、JSFRでは、12Cr鋼採用による機器・配管のコンパクト化、2ループ化、安全系局限化、再臨界回避概念を採用している。M-JSFRでは、スケールデメリットを回避するため、モジュール化、2次系1ループ化を図っている。これらの概念は、Gen-Ⅳの有望な候補である。このM-JSFRに対し、Naの弱点克服を目指し、Na漏えい対策としてNa漏えい時の影響の局限化を目的として保守・補修性の向上を図った概念を検討した。そのため、軽水炉のISI方針に立脚しつつ、M-JSFRの特徴を反映して見直しを行うことにより、軽水炉と同等レベルのISI方針案を構築し、ISI対象部位を設定した。さらに、摘出された主要な部位についてISI方法を設定し、ISI性を向上させたプラント概念を検討した。また、プラント全体の補修方針を構築し、主要な部位について補修方法を設定した。そして、保守・補修性を向上させることによるプラントへの影響を評価した。その結果、保守・補修性向上策を考慮したプラント建設費は、主に原子炉容器径の拡大により約3%増加する。

原子炉冷却系総合試験施設のSG流動安定性評 - BOSTコードの改修 -

飯塚 透; 長沢 一嘉*; 西村 元彦; 上出 英樹

JNC TN9410 99-004, 66 Pages, 1999/01

JNC-TN9410-99-004.pdf:1.48MB

原子炉冷却系総合試験施設の蒸気発生器(SG)試験体の流動安全性を検討するため、水側流動安定性解析コード「BOST」を用いて解析を実施した。しかし、SG試験体の定格運転条件はコードの使用実績範囲を越える高い圧力条件であるため、BOSTコードの解析結果は他の解析コードの結果や従来の知見に比べて著しく安定側の評価結果となり、Na/水流量比を経験的に不安定が予想される程度まで上昇させても、不安定が発生しないという評価結果となった。そこで、BOSTコードの改修を実施したので、その状況を報告する。現在までに、いくつかの要改修点が発見され、改修を実施したが、高圧条件において著しく安定となる原因は突き止められておらず、今後以下の検討が必要と考えられている。・コーディング内容の確認・メッシュ数の拡張・出力機能の充実しかし、BOSTコードは1975年に作成されたコードであり、その後改修を重ねてはいるが、比較的簡単な基礎式を多数のメッシュで解く現代の計算コードと比較すると、コーディング内容が複雑で改修には多大な労力が必要になる。このため、給水圧力が18MPaを越えるような高圧条件のSGを解析対象とする場合には、最新の知見をとり入れた流動安定性解析コードを作成することを今後検討するべきであると考える。

高速炉の冷却系に関する総合試験計画 - 2次系配管構造が動特性に与える影響の検討 -

飯塚 透; 上出 英樹; 西村 元彦

PNC TN9410 98-083, 118 Pages, 1998/07

PNC-TN9410-98-083.pdf:2.64MB

実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器(SG)までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は実証炉の1/3縮尺2ループモデルとした。SGについては水・蒸気側の模擬性を高めるため高さ方向1/1縮尺の部分モデルとし、2次系配管を1ループに集約して接続するものとした。このため、2次系配管が著しく長くなり、実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、2次系配管の途中で2ループを1ループに集約する構造のため、自然循環試験時にはループ間のアンバランスが助長されることも考えられる。そこで、2次系配管長をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。また、IHX伝熱面積等にループ間で差異を与えた場合の予測解析を実施した。その結果、SGが流れ方向に長く、熱容量も大きいことから、2次系配管長の影響は相対的に小さいことが分かった。また、片方のループにのみ選択的に自然循環が発達するような現象は見られなかった。以上より、2次系配管長の短縮は制約条件が厳しい割に熱過渡の改善の効果が小さく、構造上可能な範囲すべきことが分かった。また、ループ間に実証炉と同等の製作誤差があっても、試験の実施及び試験結果の評価に大きな影響を与えるような問題は生じないことが分かった。

高速炉の冷却系に関する総合試験計画; 炉容器および1次冷却系モデルの検討

上出 英樹; 林 謙二; 軍司 稔; 林田 均; 西村 元彦; 飯塚 透; 木村 暢之; 田中 正暁; 仲井 悟; 望月 弘保; et al.

PNC TN9410 96-279, 51 Pages, 1996/08

PNC-TN9410-96-279.pdf:2.92MB

動力炉・核燃料開発事業団では「原子炉冷却系総合試験」として,高速炉の実用化を目指し,実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし,原子炉容器から蒸気発生器までの1次,2次冷却系,水蒸気系,崩壊熱除去系を総合的に模擬した大型ナトリウム試験を計画している。実証炉の特徴であるトップエントリー配管システム,炉内冷却器を用い自然循環を積極的に活用した崩壊熱除去系,低温流体循環方式の炉容器壁保護系,一体貫流型蒸気発生器,再循環系を用いた崩壊熱除去運転などを含め配管短縮化,機器のコンパクト化,高信頼性崩壊熱除去システムなどについて熱流動上の課題,構造上の課題を設定し,それらを解決できる試験装置として特に原子炉容器ならびに1次冷却系の試験モデルの検討を行った。特に(1)実証炉の熱流動と構造上の課題に対する解決方策としての充足,(2)熱流動上の課題と構造上の課題のバランス,(3)総合試験として系統全体での複合現象,構成機器間の熱流動的および構造的相互作用の模擬を重視して,試験モデル候補概念の創出,予測解析を含む定量的な比較評価,モデルの選定を行った。さらに,選定モデル候補概念を元に,「原子炉冷却系総合試験」全体の試験装置概念を構築した。