Application of the GIF safety design criteria and safety design guidelines on reactor shutdown system to next generation sodium-cooled fast reactor in Japan

山野 秀将; 二神 敏; 柴田 明裕*

Proceedings of Advanced Reactor Safety (ARS 2024), p.151 - 160, 2024/08

本研究では、動的安全保護系に関して、第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリアとガイドラインを我が国で最近に設計されたナトリウム冷却高速炉へ適用した。

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。

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

高温ガス炉-水素製造システムの安全設計の考え方の提案; 火災・爆発事故対策を中心に

西原 哲夫; 羽田 一彦; 塩沢 周策

JAERI-Research 97-022, 110 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-022.pdf:4.1MB

高温ガス炉-水素製造システムの安全性に関する検討を行い、以下に示す安全設計の考え方等を提案した。原子炉建家内部の火災・爆発に対しては、その破損により可燃性物質が流入するおそれのある機器・配管を耐震レベルAもしくはC(S)で設計し、これらの配管を引き回すトレンチ等を窒素雰囲気とすることを提案した。原子炉建家外部の火災・爆発に対しては、水素製造プラントと原子炉の安全上重要な機器との間に離隔距離を取ることを提案した。対象とすべき事故は、大規模液面火災、ファイヤーボール、容器内爆発及び蒸気雲爆発とし、特に蒸気雲爆発に対しては新しい評価方法の考え方を提案した。システム配置上近接立地が要求される場合には、可燃性物質貯蔵タンクを地下埋設式常圧貯蔵タンクとし、強制排気システムを設置することを提案した。

Safety concept of severe accident free HTR and its demonstration by the HTTR

國富 一彦; 塩沢 周策; 馬場 治

Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.303 - 307, 1996/00

シビアアクシデントフリー炉は、その優れた固有の安全性により、1次冷却材の喪失する減圧事故時にも、燃料温度が許容値を超えることはなく、燃料からの有意の放射能の放出はない。また、格納容器内を不活性な雰囲気にすること、蒸気発生器等の水系を直接に1次系に接続しないことにより、燃料の酸化、水侵入による反応度の添加も起こらない。従来から、HTGRは安全性の優れた原子炉と見なされているが、その安全性は安全評価とPSAにより評価されており、PSAの概念が理解されにくいPAの観点、故障率のデータが軽水炉ほど十分にないため許認可の観点からも、実際には優れた安全性が理解されていない。SFHTRでは、その安全性をPSAにより評価するのではなく、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて事故模擬試験を行い、実際に燃料が破損せず安全であることを示す。このように、SFHTRでは、PSAにより安全性を実証する軽水炉と全く異なる安全論理に基づいて安全性を実証する。

JMTR低濃縮燃料炉心の安全解析,1; 反応度投入事象解析

永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-095.pdf:1.52MB

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、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。

高温工学試験研究炉の異常状態時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準の検討

林 君夫; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 伊与久 達夫; 浅海 正延*; 菊地 孝行; 沢 和弘; 中川 繁昭; 鹿志村 悟; 菊地 啓修; et al.

JAERI-M 91-140, 61 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-140.pdf:2.38MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価を行なうため、運転時の異常な過渡変化時及び事故時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準を検討した。異常な過渡変化時の判断基準は、炉心燃料については、「燃料最高温度が1600Cを超えないこと」とし、燃料限界照射試料については「試料温度が2500Cを超えないこと」とした。一方、事故時の判断基準は、(i)燃料要素が黒鉛ブロック内に留まっていること、(ii)サポートポスト及びポストシートが炉心を支持するのに十分な強度を有していること、とした。以上のように設定することの妥当性を燃料から見た代表的な異常事象における燃料の挙動を取り上げて示した。