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辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 6 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用を最適化することが重要である。SFRの原子炉容器を模擬した1/10縮尺の水試験装置を用いて、原子炉容器内部の自然循環現象を把握するための水試験を実施している。本報では、炉心燃料とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合が原子炉容器内部の自然循環挙動へ与える影響を調査するために、浸漬型DHXを運転した条件で実施した実験結果を示す。全体の発熱量を一定として、全体の発熱量に対するコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合を20%, 80%とした2条件で原子炉容器内部の温度分布及び流速分布を計測した。炉心部とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合による炉容器内の自然循環挙動への影響を定量的に把握した。
Hourcade, E.*; Curnier, F.*; 三原 隆嗣; Farges, B.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1740 - 1745, 2016/04
2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本ペーパーでは、ASTRIDのDHRSの現状の設計方針を紹介する。特に、原子炉容器内に配置される複数の熱交換器については設置位置を変えることで運転温度条件に関する多様性を確保することとしており、日本側が2014年から設計検討を開始しているコールドプール設置型の崩壊熱除去系は、過酷事故時のコアキャッチャー上の溶融物質炉心冷却機能にも活用可能となっている。