電力中央研究所

報告書「電力中央研究所報告」は当研究所の研究成果を取りまとめた刊行物として、昭和28年より発行されております。 一部の報告書はPDF形式で全文をダウンロードすることができます。

※ PDFのファイルサイズが大きい場合には、ダウンロードに時間がかかる場合がございます。 ダウンロードは1回のクリックで開始しますので、ダウンロードが完了するまで、複数回のクリックはなさらないようご注意願います。

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

T99093

タイトル(和文)

2次系削除タンク型FBR「ARES」における冷却系流路構成の改良

タイトル(英文)

Improvement of flow path for the Pool-Type FBR without secondary heat transfer system "ARES"

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

当所では2次系削除タンク型FBR「ARES」を提案している。ARESはSG水リーク事故に配慮し特徴的な流路構成が採用されていた。これまでの検討で、完全自然循環に至る事象では、炉心冷却能力が不足する可能性があることが分かった。そこで、ARES構造を見直した。また、伝管管溶接のない信頼性の高い二重管SGを採用した。この改良ARESに対し、特徴的な過渡事象を想定し過渡解析を行った。給水流量喪失事象、誤サイフォンブレーク時には、DHRSの適切な作動により判断基準を満足できる。全交流電源喪失時においても過渡を通して自然循環力が確保され判断基準を満足できる。水リーク時には、サイフォンブレーク機構およびプレナム分割の効果により、炉心への反応生成物移行は無視できる。以上の過渡解析により、改良ARESは、炉心冷却において構造上の問題がなく、また、水リーク事故時にも、炉心健全性に問題がないことが分かった。

概要 (英文)

The plant concept "ARES" from which the intermediate heat-transfer system has been eliminated are proposed. The SG water leak accident was considered in the adoption of a characteristic flow-path for ARES. A recent examination revealed the possibility that the core cooling capability of ARES is insufficient in the event of full natural cooling; and so the ARES structure was reviewed. In addition, the highly reliable double tube without welding between the tube and the tube was adopted. Characteristic events were assumed for this improvement of ARES, and transient analyses were conducted. The modified ARES plant satisfies the design criteria for assumed accidents "mis-operation of siphon break" and 党feed water loss event" by appropriate operation of DHRS. The natural circulation force is maintained through the transition, so that the design criteria are satisfied for assumed accident "total black-out event.媒 The amount of reactive products transported to the core due to a water leak accident can be disregarded due to the effect of the siphon break mechanism and the vertical wall. As for the modified ARES, the above-mentioned transition analysis has shown that there is no problem with structure in the core cooling, and that there is no problem with core integrity even if a water-leak accident should occur.

報告書年度

1999

発行年月

2000/08

報告者

担当氏名所属

西 義久

狛江研究所原子力システム部

木下 泉

狛江研究所原子力システム部

植田 伸幸

狛江研究所原子力システム部

キーワード

和文英文
高速増殖炉 FBR
二重管SG Doule-wall-tube SG
プラント過渡解析 Plant transient analysis
ナトリウム水反応事故 Sodium Water reaction accident
崩壊熱除去系 Decay heat removal system
Copyright (C) Central Research Institute of Electric Power Industry