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吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
田中 正暁
no journal, ,
原子力機構では、安全性向上等の革新的技術開発によるカーボンニュートラルへの貢献として、高速炉・核燃料サイクルに係る研究開発を進めている。原子力機構の役割である技術基盤維持・発展・提供するため、これまでに高速炉開発で培った幅広い知識を活用し、革新的プラント概念創出や開発プロセス変革を可能にする統合評価手法「ARKADIA」の整備を進めている。本報では、ナトリウム冷却高速炉の開発状況と、ARKADIAの一部として、設計評価に関わるARKADIA-Designにおける熱流動関連課題への取り組みの現状について紹介する。
