電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

T87028

タイトル(和文)

金属燃料FBRの固有の安全性に関する調査-EBR-2における安全特性試験結果の検討-

タイトル(英文)

A STUDY ON INHERENT SAFETY OF METALLIC FUELED FAST BREEDER REACTORS -A REVIEW OF SAFETY RELATED TESTS AT EBR-2-

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

EBR-2における安全特性試験の調査から,EBR-2では炉停止後のあらゆる破壊熱に見合った自然循環冷却が成立し,固有の安全性による除熱が可能であること,また試験結果をもとに実用炉の設計評価にも使用できるコードの開発,検証が進んでいることがわかった。ただし,原子炉からの最終的除熱源の確保については,今後の技術開発により出力規模に応じた受動的崩壊熱除去系の実現が必要であることがわかった。さらに,反応度フィードバック特性について検討することにより,金属燃料FBRは,冷却能力喪失型の過渡時スクラム失敗事象時の固有の安全性による炉停止の実現に有効な特性を持つことがわかった。このフィードバック特性の傾向は,過出力型の過渡時スクラム失敗事象の際には不利に効き得るが,これを活用した制御方法自身の改善,および金属燃料の高増殖性を利用した制御棒価値の低減などによる対応が可能であることがわかった。

概要 (英文)

REVIEW OF THE SAFETY RELATED TEST SERIES AT EBR-2 REVEALED THAT PASSIVE HEAT REMOVAL FROM EBR-2 DURING ANY SHUTDOWNCONDITION IS EFFECTIVE AND EBR-2 IS CAPABLE OF INHERENTLY SAFE RESIDUAL HEAT REMOVAL. BASED ON OBSERVATIONS AND DATA OBTAINED FROM THESE TESTS,SIMULATION CODE SYSTEMS HAVE BEEN DEVELOPED AND ARE BEING USED WIDELYFOR DESIGN ASSESSMENTS OF LARGER REACTORS. HOWEVER,AS AN IDEAL PASSIVEHEAT SINK USED TO DISCHARGE HEAT OUT OF THE REACTOR,EBR-2 TEST RESULTSARE NOT PROTOTYPIC BECAUSE OF ITS SMALLNESS. DEVELOPMENT AND DEMONSTRATIONS OF THE IDEAL PASSIVE HEAT SINK CONCEPT AND DESIGN FOR LARGER REACTORS IS REQUIRED TO DISCUSS INHERENTLY SAFE HEAT REMOVAL OF COMMERCIAL REACTORS. FURTHERMORE,FROM THE REVIEW AND DISCUSSION OF REACTIVITY FEEDBACK CHARACTERISTICS OF METALLIC-FUELED FAST REACTORS TOGETHER WITH THESE TEST RESULTS,IT BECAME CLEAR THAT NUCLEAR AND THERMAL PROPERTIES OF METALLIC FUEL PLAY A MAJOR PART IN REALIZING ADVANTAGEOUS REACTIVITY FEEDBACK CHARACTERISTICS FOR INHERENTLY SAFE SHUTDOWN IN CASE OF LOSS-OF-COOLING TYPE ATWS ACCIDENTS. IT IS PREDICTABLE THAT THESE CHARACTERISTICS MAY LEAD TO MORE SEVERE REACTOR RESPONSES IN CASE OF TRANSIENT OVER POWER TYPE ATWS ACCIDENTS AND ACQUIRING INHERENTLY SAFE SHUTDOWN CAPABILITY FOR TOP TYPE ACCIDENTS WILL BE THE CRITICAL PATH TO COMPLETE INHERENT SAFETY OF METALLIC-FUELED FAST REACTORS. TAKING CURRENT CORE PERFORMANCE ANALYSES INTO ACCOUNT,THE REDUCTION OF CONTROL ROD WORTH TO COMPENSATE BURN-UP REACTIVITY DEPLETION BASED ON THE HIGH-BREEDING POTENTIALSEEMS TO BE POSSIBLE IN THE DESIGN OF THESE REACTORS AND THIS MAY BE THE BREAKTHROUGH. IN ADDITION,AN ADVANCED METHOD OF REACTOR CONTROL WITHOUT CONTROL RODS UTILIZING REACTIVITY FEEDBACK CHARACTERISTICS IS FEASIBLE IN THESE REACTORS AND THIS MAY FURTHER REDUCE THE AMOUNT OF POSITIVE REACTIVITY INSERTION IN CASE OF TOP.

報告書年度

1987

発行年月

1988/02/01

報告者

担当氏名所属

横尾 健

狛江研究所原子力部安全管理研究室

田中 洋司

狛江研究所原子力部安全管理研究室

西村 友宏

狛江研究所原子力部安全管理研究室

黒木 敏高

FBRプロジェクトチーム

尾形 孝成

FBRプロジェクトチーム

キーワード

和文英文
高速増殖炉 FAST BREEDER REACTOR
金属燃料 METALLIC FUEL
EBR-2 FBR-2
固有の安全性 INHERENT SAFETY
過渡時スクラム失敗事象 ATWS
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