Inherent core safety performance of small sodium-cooled fast reactor with oxide fuel

高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04

MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。

受動的安全性を強化した大型FBRプラント

林 秀行; 一宮 正和; 永沼 正行

PNC TN9410 96-062, 186 Pages, 1996/02

PNC-TN9410-96-062.pdf:5.83MB

水素化ジルコニウム添加によりドップラー係数を強化したスペクトル調整窒化物燃料炉心を採用した130万kWe級大型FBRプラント概念を構築した。炉心設計においては、水素化ジルコニウムの添加割合を最適化することにより、径ブランケット層数1層の条件で増殖比1.2を満足できた。また、炉心径の縮小により原子炉構造設計への負担が軽減された。炉心安全性については、流量喪失スクラム失敗事象(ULOF)及び過出力スクラム失敗事象(UTOP)に対しても炉心固有の反応度特性のみで冷却材沸騰を防止できており、固有安全炉心と呼べるレベルにまで安全性が向上されている。また、ヘッドアクセスループ型炉に特有の部位についての過渡時熱応力、地震時変位及び流量急減時の炉心支持板変位等を評価してプラントの健全性を総合的に確認した。主要設備物量から建設コストの予測を行った結果、同じ出力の軽水炉を100とした時に、本大型FBRプラントの建設コストは130140であることが示された。

高温ガス炉の開発と展望

飛岡 利明

電気協会雑誌, 0(840), p.21 - 27, 1993/10

高温ガス炉(HTGR)は、現在開発中の新型炉のひとつで、高い固有の安全性をもつ炉として高い期待が寄せられている。また~950Cという高温エネルギーが利用できることから、現在~33%の発電効率をもつ軽水炉を遙かに凌駕する~50%以上が得られる唯一の原子力システムと位置付けられている。同時にこの高温は、核熱利用という型で、水素製造、石炭液化等の分野で、従来の燃焼ガスに替る役割を担い、原子力の利用分野拡大に貢献すると考えられている。反面、低い出力密度、スケール効果への低い依存性から、高い建設費という欠点をもつ、これらの、HTGRがもつ特徴を述べ、各国の開発の状況を解説する。あわせて、HTGRの概念を生かすと共に、高温工学に関する先端的基礎研究の具として、日本原子力研究所が、平成10年6月臨界を目途に建設中の高温工学試験研究炉(HTTR、30MW)の建設状況を紹介する。