[1H08-12] Small Sodium-cooled Fast Reactor

[1H09] Development of an innovative small sodium-cooled fast reactor

(14) Safety improvement study of the metal fuel fast reactor core for domestic deployment

*Sho Fuchita¹, Koji Fujimura¹, Kazuhiro Fujimata¹, Hirotaka Nakahara¹, Hirokazu Ohta² (1. Hitachi GE, 2. CRIEPI)

Keywords:Sodium cooled fast reactor, Metal fuel fast reactor core, Anticipated Transient Without Scram, Unprotected Loss of Flow, Self Actuated Shutdown System, Gas Expansion Module, Axially heterogeneous core

金属燃料炉心の炉停止機能喪失事象（ATWS）時に、米国では考慮されているが評価手法の不確かさに課題を有する径方向膨張反応度を考慮しない条件で、炉心損傷を回避できる炉心概念を構築した。SASSやGEMといった受動的炉停止機構の設置や軸方向非均質構成等の安全性向上策によって、スクラム失敗を伴う冷却材流量低下（ULOF）時においても冷却材沸騰回避に対する十分な裕度を確保することを確認した。