2023年秋の大会

講演情報

一般セッション

IV. 原子力プラント技術 » 402-1 原子力安全工学(安全設計,安全評価,マネジメント)

[1O09-12] 高速炉3

2023年9月6日(水) 14:45 〜 15:50 O会場 (工学部5号館2F 522)

座長:守田 幸路(九大)

14:45 〜 15:00

[1O09] タンク型ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去特性に係る安全評価

*時崎 美奈子1、谷 明洋1、安藤 将人2、小野田 雄一3 (1. MFBR、2. 原電、3. JAEA)

キーワード:タンク型ナトリウム冷却高速炉、崩壊熱除去特性評価、運転時の異常な過渡変化、設計基準事故、自然循環

タンク型ナトリウム冷却高速炉(600 MW[e]級出力)を対象に、運転時の異常な過渡変化(AOO)及び設計基準事故(DBA)の範疇を対象とした崩壊熱除去特性評価を行い、安全性の判断基準に照らして炉心燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保できる見通しを得た。また、崩壊熱除去機能に係るロバスト性確認の観点から、浸漬型DRACS単独運転時の崩壊熱除去特性評価を行い、自然循環による炉心冷却の成立見通しを得た。