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報告書

Prototype fast breeder reactor Monju; Its history and achievements (Translated document)

光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟

JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB

高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。

論文

高速増殖原型炉もんじゅ燃料体取出し作業の開始

古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 高木 剛彦; 浜野 知治

FAPIG, (196), p.8 - 15, 2020/02

高速増殖原型炉もんじゅは、既に(2017年6月より)廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年: 2022年末まで)がスタートしている。その中で、最初の燃料体の取扱いとして、2018年8月$$sim$$2019年1月に1回目の「燃料体の処理」運転(計86体)を実施した。富士電機は、「燃料体の処理」運転において、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して期間を通して技術員を派遣するなどの技術支援を実施し、各種不具合を経験しながらも運転完遂に貢献した。本稿では、この1回目の「燃料体の処理」運転の実施内容及び不具合状況の概要を紹介する。なお、本稿は、FAPIG No194「高速増殖原型炉もんじゅ 廃止措置と燃料体取出し作業に向けて」の続編であり、そちらも参照されたい。

論文

Uncertainty evaluation of anticipated transient without scram plant response in the Monju reactor considering reactivity coefficients within the design range

素都 益武; 羽様 平

Journal of Energy and Power Engineering, 13(11), p.393 - 403, 2019/11

除熱喪失時原子炉トリップ失敗事象(ULOHS)は設計基準を超える原子炉トリップ失敗事象(ATWS)の中でも発生頻度における寄与が大きく,炉心損傷に至るまでの時間に猶予がある。その反面、除熱喪失事象であるため、冷却材温度の上昇に伴い,溶融燃料の原子炉容器内保持を達成する上での不確かさが大きい見通しが得られている。既往研究成果では、炉心損傷に至るまでの猶予時間が持つ不確かさが評価された。その中で炉心損傷が回避されると考えられるケースがある。具体的には、ULOHS事象における炉心損傷のクライテリアとして、PHTSポンプの健全性を保つ温度、すなわちポンプ入口Na温度が静圧軸受においてキャビテーションが発生する可能性が高くなる650$$^{circ}$$C以内に収まる状態が1時間継続した場合、ULOHS事象による炉心損傷が回避されると仮定する。これを前提とし、PHTSポンプ入口Na温度が健全性を保つ範囲内に収まる入力条件を多変数の逆問題として解を探索する手法を開発することを本研究の目標とする。本稿ではまず、ULOHS事象が1時間継続した場合について、反応度係数及び動特性パラメータを設計の範囲で取り得る変数として解析し、PHTSポンプ入口Na温度が650$$^{circ}$$C以下となる条件及び解析結果の分布を求めた結果について述べる。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ; その軌跡と技術成果

敦賀総合研究開発センター

JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB

1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。

論文

Demonstration of under sodium viewer in Monju

相澤 康介; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*

Nuclear Technology, 204(1), p.74 - 82, 2018/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉において、不透明なナトリウム中の検査技術開発が重要である。本稿では、原子炉容器内の障害物を検知するために開発されたナトリウム中可視化装置のもんじゅにおける実証試験の結果を示す。もんじゅでは、原子炉容器内部において超音波センサに正対する位置に反射板を設置している。もんじゅのナトリウム中可視化装置は、障害物の有無による信号強度の変化により、炉心出口上端と炉心上部機構下端の間の障害物を検知する。実証試験では、様々な条件下での基準となる反射信号を蓄積し、SN比が目標値以上確保できることを確認した。また、障害物の有無により、反射信号が明確に異なることを実験的に明らかにし、本ナトリウム中可視化装置は障害物検知に有用であることを示した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴

JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB

最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。

論文

Evaluation of feedback reactivity coefficients by inverse kinetics in Monju

北野 彰洋; 中島 健*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04

フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。

論文

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月($$sim$$10$$^{17}$$ fissions/cm$$^{3}$$)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

論文

A Refined analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。

論文

Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout

森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/04

長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。

報告書

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:$$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

報告書

「もんじゅ」の原子炉格納容器全体漏えい率試験に対する代替露点検出器の実証試験

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: $$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

第5章 核変換システム、5.1高速炉を用いた核変換システム、5.1.2実験炉および原型炉における実績と今後の研究計画、5.1.2(2)原型炉「もんじゅ」

北野 彰洋

分離変換技術総論, p.215 - 222, 2016/09

高速原型炉もんじゅは平成7年(1995年)12月8日に発生したナトリウム漏えい事故以来、長期停止状態にあったが、平成22年(2010年)5月に性能試験運転を再開した。再起動に際しては、設置許可変更申請を行い、MOX燃料中に蓄積されたAmの影響等の長期保管の影響が従来設計の基準内であることを安全審査にて確認した。その後、平成22年(2010年)5月から実施された炉心確認試験では、Amを平均で約1.5%含む炉心の積分基礎データを取得することができ、Amを含有する炉心においても最新手法が十分な解析精度を有することを確認した。「もんじゅ」におけるMA核変換については、日本, 米国, フランスの3国協力によるGACID計画が立案されており、閣議決定された「エネルギー基本計画」に含まれる「もんじゅ利用研究計画」でも、高速増殖炉/高速炉システムを用いた廃棄物の減容・有害度低減に資する研究について従来よりも重点を置くことがうたわれている。今後、「もんじゅ」における照射試験を通じてMA核変換処理技術の実証を行い、実用化のための基礎データとしての活用が望まれる。

論文

Measurement and analysis of feedback reactivity in the Monju restart core

北野 彰洋; 竹越 淳*; 羽様 平

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.992 - 1008, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:68.26(Nuclear Science & Technology)

フィードバック反応度について、原子炉出力に対する反応度係数(K$$_{R}$$)及び原子炉容器入口温度に対する反応度係数(K$$_{IN}$$)による反応度モデルに基づき、測定評価手法を開発した。この方法では、2つの反応度効果を同時に評価することが可能であり、2010年に実施された性能試験に適用した。考えられる誤差を評価し、反応度係数を3%以内の誤差で評価した。炉心内の温度分布を考慮した解析評価も実施した。K$$_{R}$$のC/E値は、誤差範囲内での一致を確認し、K$$_{IN}$$は等温温度係数評価結果と整合する結果であった。また、集合体出口温度については、計算評評価値と実測値が0.2$$^{circ}$$C以内で一致し、温度計算の妥当性が確認された。

論文

Validation of decay heat evaluation method based on FPGS cord for fast reactor spent MOX fuels

宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05

本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445$$pm$$24Wから158$$pm$$9Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。

論文

A Scrutinized analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 岸本 安史; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.2610 - 2621, 2016/05

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験でも、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を8.1%過大評価することがわかった。このバイアスは、各種誤差要因に基づく差異だけでは説明できなかった。そこで、炉心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、2.9%の過大評価に削減された。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が重要な要因である可能性が示唆された。

報告書

もんじゅの1次系配管支持構造物の割ピン欠損に係る原因調査

市川 正一; 川名子 翔; 西尾 竜一; 脇本 文次; 藤村 智史; 小林 孝典; 坂本 勉

JAEA-Review 2015-009, 210 Pages, 2015/07

JAEA-Review-2015-009-01.pdf:60.82MB
JAEA-Review-2015-009-02.pdf:63.6MB
JAEA-Review-2015-009-03.pdf:66.2MB
JAEA-Review-2015-009-04.pdf:62.99MB

平成26年5月に実施した高速増殖原型炉もんじゅの配管支持構造物の点検において、4機の配管支持構造物に接合ピンの抜け止め用割ピンの欠損が確認された。ロッドレストレイントの1機及びコンスタントハンガの1機に関しては割ピンが脱落しており、メカニカル防振器の2機に関しては割ピンが両端とも折損していた。本事象の原因調査の結果、折損した割ピンの破面にディンプルパターンが確認されたことから、破壊形態は延性破壊であることが分かった。外力を接合ピンに負荷することによる割ピンの破断に関する再現試験でも同様の破面形態が得られた。その他の原因究明調査結果も含め、総合的に判断して、接合ピン軸方向に外力が負荷され、割ピンにせん断応力が働き、折損したと考えられる。本報では、本事象に係る原因調査の内容、結果及び再発防止対策を報告するものである。

論文

Performance test of under sodium viewer in Monju

相澤 康介; 富樫 義則; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.808 - 816, 2015/05

ナトリウム冷却炉の安全の観点で、不透明なナトリウム中を検査する技術は重要な課題である。もんじゅの原子炉において、障害物を検出するためのナトリウム中可視化装置の開発が実施されてきた。本装置は、もんじゅの炉心に対して、超音波センサーと反射板を対角に設置する。ナトリウム中可視化装置は、炉心出口頂部と炉心上部機構下部の間にある障害物をエコー信号の強度差により検出する。本報告は、出力運転前に実施したもんじゅにおけるナトリウム中可視化装置の性能試験について記述する。試験において、様々な条件下での基本のエコー信号を蓄積し、必要なSN比を満足することを確認した。また、障害物の有無によるエコー信号が大幅に変化することを確認した。これらの実験結果は、開発したナトリウム中可視化装置が炉心出口頂部と炉心上部機構下部の間にある障害物について検出可能な性能を有することを示す。

論文

Validation of core cooling capability analysis in Monju during guillotine pipe break at primary heat transport system

山田 文昭; 有川 晃弘*; 深野 義隆

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

ナトリウム冷却高速炉において低圧である冷却材配管のギロチン破断は物理的に生じないが、高速増殖原型炉もんじゅでは安全評価の一つとして、ギロチン破断を念のために仮想的に設定し、許認可のための評価を行ってきた。本論文では、もんじゅ1次主冷却系配管大口径破損時の炉心冷却能力評価において、評価結果に影響を及ぼす現象について、以下のこれまでの試験データの蓄積を踏まえ、解析評価の妥当性を検証した。(a)炉心流量低下に伴い生じる炉心ナトリウム沸騰に関する試験データ、(b)1次主冷却系循環ポンプトリップ後のフローコーストダウンのもんじゅデータ、(c)燃料被覆管の破損評価に用いるLMP回帰曲線の照射済み燃料被覆管急速加熱バースト試験データ、さらに、原子炉トリップ信号応答時間等のもんじゅ実機データも適用し、炉心冷却能力を最新評価した。その結果、燃料被覆管の破損率は従来評価を上回ることなく、あえて1次主冷却系配管にギロチン破断を仮定したとしても、炉心の大規模な損傷に至らないことを評価した。

論文

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 幸司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883$$^{circ}$$C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

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