Development of safety design criteria and safety design guidelines for Generation IV sodium-cooled fast reactors

二神 敏; 久保 重信; Sofu, T.*; Ammirabile, L.*; Gauthe, P.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

In the framework of the GIF, an effort to develop Safety Design Criteria (SDC) for SFR systems was initiated in 2011. For this purpose, an SDC task force (SDC-TF) was formulated in July 2011. The SDC-TF members consist of representatives of CIAE (China), CEA (France), JAEA (Japan), KAERI, KINS (Republic of Korea), IPPE (Russia), ANL, INL, ORNL (United States of America), EC and IAEA. This paper describes the outline of the SDC and SDGs contents and its development background as shown above. These SDC and SDGs refer related IAEA safety standards, such as SSR-2/1 Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSG-52 Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plants. This paper focuses on both technology neutral aspects, which are common parts between the SDC/SDG and IAEA standards, and SFR specific aspects.

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 4; Balance of plant

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。

高温ガス炉システムの安全機能に関する検討(受託研究)

西原 哲夫; 武藤 康; 内田 正治*; 吉岡 直樹*

JAERI-Tech 2001-077, 44 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-077.pdf:2.16MB

本報告書は原研が文部科学省の委託を受け、平成8年度から平成12年度にかけて実施した「高温発電システムのフィージビリティスタディ」の中から、需要地近接立地を念頭においた安全目標の設定、並びに、経済性向上のための安全設備の合理化に関する検討結果を纏めたものである。高温ガス炉システムの安全目標として、許容被ばく線量は軽水炉に適用される値を用いることとしたが、設計基準事象及び設計基準外事象として考慮する事象の発生頻度を軽水炉より低く設定し、安全余裕を大きくとることとした。安全評価事象に関しては、高温ガス炉ガスタービン発電システムを対象として代表的な起因事象及び原子炉を安全に停止させるための保護動作を適切に設定してイベントシーケンスを展開し、起因事象及び保護動作に確率論的考えを導入して設計基準事象及び設計基準外事象を摘出した。そして、高温ガス炉の特徴である大きな安全余裕を考慮することにより、軽水炉で要求されているいくつかの安全設備を合理化しても、安全目標を満足できることを明らかにした。最後に、安全機能の重要度,各設備の機器種別の設定を行った。

JMTR低濃縮燃料炉心の核的ホットスポットファクタ

永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-042, 92 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-042.pdf:2.18MB

JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、ホットスポットファクタの検討を実施した。本報告は、LEU燃料を使用する炉心の熱設計及び安全解析に用いられるホットスポットファクタのうち核的ホットスポットファクタについて、計算方法及び結果について述べている。核的ホットスポットファクタの各因子は、核計算により求めることとし、検討した。その結果、核的ホットスポットファクタの最大は、3.14となった。

多目的高温ガス実験炉設備設計の概要-システム総合設計に基づく-

多目的高温ガス実験炉設計室

JAERI-M 84-172, 290 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-172.pdf:8.57MB

多目的高温ガス実験炉の設備設計は、44年度に開始し、これまでに試設計、予備設計、概念設計、システム総合設計、詳細設計(I)および詳細設計(II)を行っている。今後は、詳細設計(II)をベースに、高温ガス炉の固有の安全特性を積極的に活用して、実験炉の合理化システムの検討を開始するところである。ところで、最新の実験炉の設計である詳細設計(II)においては、57年6月に策定された「原子力開発利用長期計画」を受けて、実験炉の早期実現のために原子炉出力冷却材温度を950Cとしている。本書は、原子炉出口冷却材温度を1000Cとした最後の多目的高温ガス実験炉の全体設計であるシステム総合設計をベースに、詳細設計(I)までの成果を取り入れて、「原子炉設置許可申請書 添付書類ハ」の形式にまとめたものである。