並列タイトル等CDA analysis of lead-cooled fast reactor
一般注記核燃料サイクル開発機構では安全確保を前提に「経済性向上、資源の有効利用、環境負荷低減、核不拡散性の確保」を目標として、実用化に向けて競争力のある高速炉プラントを創出する実用化戦略調査研究を進めている。本報告書ではこの調査研究において実用化炉の候補概念の一つとして検討されている重金属冷却高速炉の炉心安全性の特徴を明らかにすることを目的として実施した炉心損傷事故解析における事象進展について報告する。解析の結果、鉛冷却炉においては、鉛の有する高い沸点と密度のために炉心崩壊事故の事象進展は緩慢かつマイルドとなり、厳しい再臨界が発生することはないとの結果を得た。このため、鉛冷却炉では内部ダクト型集合体もしくは軸ブランケット一部削除型集合体のような再臨界回避を目的とした設計方策を採る必要はないと考えられ。一方、事故影響の炉容器内格納性の観点からは、高温化した鉛に対する一次系バウンダリ、炉容器内構造物及び崩壊熱除去機能の健全性維持が重要となることが指摘された。
The feasibility study for the commercialization of fast reactors is underway in Japan Nuclear Cycle Development Institute, aiming at the achievement of the economic competitiveness, making full use of the natural resources, reduction of the environmental impact and the assurance of the nuclear non-proliferation and safety. This report shows the results of the analysis of the core-disruptive accident in lead-cooled reactor, which was performed to clarify the safety aspects of the heavy metal cooled fast reactors. The analysis showed that the high boiling point and density of lead made the event progression in the core-disruptive accident genuine and mild and prohibited the energetic re-criticality. Therefore, the dedicated designs to avoid the energetic recriticality, such as the fuel sub-assembly with inner duct and/or the fuel sub-assembly with partial removal of axial blanket pellet are not necessary in the lead-cooled fast reactor. On the other hand, the importance of the integrity of the primary boundary, structures in the reactor vessel, and decay heat removal system against the high temperature lead was pointed out from the viewpoint of the in-vessel retention of the accident.
一次資料へのリンクURL/JNC-TN9400-2000-082.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System