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二神 敏; 市川 健太*; 持田 晴夫*; 黒目 和也*; 後藤 正治; 江沼 康弘
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR26) (Internet), 6 Pages, 2026/05
5-year programs of the demonstration sodium-cooled fast reactor (SFR) conceptual design project in Japan have been conducted from 2024. This project includes 2 stage-gates. The 1st stage-gate is fuel technology specification in 2026. The 2nd stage-gate is the decision to move to basic design phase in 2028. The selected design concept of demonstration SFR was a medium-sized pool-type SFR. The basic plant specifications were established as the initial design concept. The electric power scale was set at 600MW, allowing for flexible deployment to both larger and smaller reactors. To concreate the design of the demonstration reactor, design options are also selected. Key issues of the design options are innovative seismic isolation technology (3-dementinal seismic isolation technology or horizontal seismic isolation), innovative containment vessel technology (steel-plate reinforced concrete structure containment vessel or steel containment vessel) and spent fuel storage technology (in-vessel storage or ex-vessel storage). The paper includes the plan and status of the demonstration SFR conceptual design project in Japan.
小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*
Nuclear Technology, 211(11), p.2812 - 2831, 2025/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The safety analyses were carried out to confirm the sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture. The target plant is a pool-type sodium-cooled fast reactor (SFR) of about 600 MWe class equipped with an axially heterogeneous core currently under development in Japan. In the pool-type SFR, the primary system piping connects the primary pump and the high-pressure sodium plenum located at the inlet of fuel sub-assemblies and is called "pump/diagrid link." In order to confirm the detectability of the pump/diagrid link rupture by safety protection system signals, a series of analyses of the guillotine break for a pump/diagrid link was carried out. The sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture was confirmed by whether or not the development target of the system in a pool-type SFR in Japan is satisfied. The target is that at least two kinds of signals are transmitted for the detection of the event.
小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08
炉内配管破損に対する安全保護系の機能の十分性を確認するために安全評価を実施した。対象プラントは、現在日本で開発中の軸方向に均質な炉心燃料を装荷した、約600MWeクラスのタンク型SFRである。タンク型SFRでは、一次系配管が一次系ポンプと燃料集合体の入口にあたる高圧ナトリウムプレナムとを接続し、「炉内配管」と呼ばれている。この配管は原子炉容器内に配置されているため、この配管の小規模なナトリウム漏洩を検出することは困難であり、このためギロチン破断のような大きな配管破損を想定し、設計基準事象として評価する必要がある。安全保護系の信号による炉内配管破損事象の検出性を確認するために、炉内配管破損事象の解析評価を実施した。反応度係数の不確実性を考慮するための感度解析も実施した。炉内配管破損に対する安全保護系の機能の十分性は、タンク型SFRの安全保護系の開発目標としている、事象の検出のために少なくとも2つの信号が送信されるという解析結果によって確認された。
柴田 明裕*; 久保 重信
no journal, ,
日本のタンク型SFRの概念検討状況として、我が国が主導して構築したナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドラインに適合する設計アプローチを報告する。
