[3I01-06] Na冷却高速炉関連評価・技術開発

[3I01] タンク型SFRの原子炉トリップ時の熱過渡評価

*加藤 篤志¹、小野田 雄一¹、宮川 高行²、遠藤 淳二³、久保 幸士³ (1. 日本原子力研究開発機構、2. 日本原子力発電株式会社、3. 三菱FBRシステムズ株式会社)

キーワード：ナトリウム冷却炉、タンク型炉、熱流動評価

日仏ASTRID研究開発協力を契機としてタンク型のナトリウム冷却炉の概念設計を実施している。我が国での経験が豊富なループ型炉とは異なり、一次系主循環ポンプと中間熱交換器を原子炉容器内に収納した型となっているため、炉容器内のナトリウムの流況を適切に把握し、炉内構造物設計の最適化を図る必要がある。本稿では、炉内流況適正化のための対策構造の効果を評価するとともに、原子炉手動トリップ、および外部電源喪失時の代表的な熱過渡事象時の原子炉構造の健全性評価を行ったものである。これらの評価により、定常運転時および原子炉トリップ時において、原子炉構造物への温度負荷を軽減することが可能になり、構造健全性が得られた。