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Development of LORL evaluation method and its application to a loop-type sodium-cooled fast reactor

LORL評価手法の開発とループ型ナトリウム冷却高速炉への適用

今泉 悠也; 山田 文昭; 有川 晃弘*; 矢田 浩基; 深野 義隆

Imaizumi, Yuya; Yamada, Fumiaki; Arikawa, Mitsuhiro*; Yada, Hiroki; Fukano, Yoshitaka

ループ型高速炉において想定される液位確保機能喪失(LORL)に対しては、ナトリウム汲み上げあるいはサイフォンブレークといった液位確保対策が考えられるが、それらの対策の有効性を評価するために、液位計算プログラムを開発した。確率論的リスク評価(PRA)により発生確率が無視できないため、本研究では、一次主冷却系での2か所漏えいが発生するものとして評価を行った。従来の保守的な想定に替り、漏えいの原因となる現実的な配管破損規模の検討を行うとともに、代表的な事故シーケンス及び漏えい箇所を選定した上で、炉容器内の液位の変化を計算した。さらに、液位確保策への影響を明らかにするため、より大きな破損規模での計算も行った。その結果、液位確保対策を考慮すれば、一次主冷却系での2か所漏えいが発生した場合においても、一次冷却材の循環ループを維持することができることを明らかにした。

A calculation program was developed to evaluate and discuss the effectiveness of the countermeasures such as sodium pump-up and siphon-breaking against the loss-of-reactor-level (LORL) where the coolant circulation path is lost in loop-type sodium-cooled fast reactors. Due to the non-negligible possibility obtained by probabilistic risk assessment (PRA), sodium leakages in two points both occurred in primary heat transport system (PHTS) was assumed in this study. In addition, the crack size was discussed and evaluated realistically, instead of the value that was assumed in the conventional studies. Representative sequences and leakage positions were chosen, and the sodium level transient in reactor vessel (RV) was calculated. The calculations were also conducted where the larger crack size was set for the second leakage, in order to investigate additional requirements to maintain the RV sodium level. The evaluation results clarified that the coolant circulation loop can be maintained even after the second leakage in PHTS, taking into account the effects by the countermeasures.

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