New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features; A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility

高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 96, p.137 - 147, 2016/10

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.05.012

東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。

Experiments and validation analyses of HTTR on loss of forced cooling under 30% reactor power

高松 邦吉; 栃尾 大輔; 中川 繁昭; 高田 昌二; Yan, X.; 沢 和弘; 坂場 成昭; 國富 一彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1427 - 1443, 2014/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.967324

固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)において、強制冷却喪失事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失(LOFC)時の解析結果を示す。解析より緊急炉心停止系が作動しなくても、炉心の負の反応度フィードバック特性により、原子炉出力がすぐに崩壊熱レベルまで低下し、炉心構造材の高い熱容量により炉内の温度分布がゆっくり変化することを明らかにした。以上により高温ガス炉固有の安全性を示すことができた。

多目的高温ガス実験炉の安全特性の検討 (実験炉第1次概念設計の放射能安全特性について)

鈴木 勝男; 斎藤 貴夫*; 高谷 純一*; 小倉 健志*

JAERI-M 6613, 83 Pages, 1976/07

JAERI-M-6613.pdf:2.26MB

本報告書は多目的高温ガス実験炉の第1次概念設計案にもとづいて、その安全上の特性を放射能安全特性の面から検討して得られた結果について述べたものである。検討の中心的課題は通常時および事故時の放出放射能による公衆被曝線量の解析検討ならびに点検・補修時における作業員被曝線量の解析である。また、安全特性検討の一環として、流路閉塞事故の検出可能性の検討も実施した。通常時の公衆被曝線量の検討では、原子力委員会の設計目標値(ALAP)に比較しても通常時の公衆被曝は充分小さいことが明かとなった。点検・補修時の被曝線量の検討では、中間熱交換器室の空間線量率とcpf-破損率あるいは冷却期間との関係ならびに今後の検討課題を明らかとした。事故時の検討では、公衆被曝の点から、金きゅう課栗弁設置の必要性を結論するとともに、緊急ダンプ系に関する問題点も述べた。最後に、炉心の流路閉塞事故の検出の検討では、検出が困難であり、今後とも議論をするめるべきことを明かとした。