財団法人 電力中央研究所

電力中央研究所 研究報告書(電力中央研究所報告)
[CRIEPI Research Report]

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研究報告書 詳細情報
[Detailed Information]

報告書番号 [Report Number]
L05014
タイトル
ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心冷却評価−スタック機能喪失時のRVACS性能の検討−
[Title]
Analytical Evaluation of Reactor Coolability for Sodium Cooled Small Fast Reactor (4S) - Investigation of RVACS Performance under Loss of Stacks Condition -
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
当所で設計研究を実施しているナトリウム冷却小型高速炉(4S)は、事故時の崩壊熱除去系として自然通風型のRVACSを採用している。本研究では、RVACSのスタック機能の部分喪失がRVACSの除熱性能に及ぼす影響を明らかにするため、電気出力1万kWタンク型4Sプラントを対象として原子炉トリップ後の除熱源喪失事象の3次元熱流動解析を実施した。その結果、空気出口スタックの機能喪失の方が入口スタックの機能喪失よりも空気の流量低下に及ぼす影響が大きいことが明らかとなった。また、自然循環移行後の炉内流動は、スタックが非対称に機能喪失した場合でもほとんど変化しないことがわかった。RVACSの除熱量は、空気入口スタックの機能喪失時は健全時とほぼ同じであるが、空気出口スタックの機能喪失時には最大で約30%減少する。しかし、ホットプレナム最高温度は480℃以下であり、安全基準を充分満足することが確認された。
[Abstract]
A conceptual design of the 4S (Super-Safe, Small and Simple) is a sodium cooled fast reactor, which aims for an application to dispersed energy source and multi-purpose use. Its electrical output is 10MW or 50MW and the core lifetime without refueling can be varied from 10 to 30 years. All temperature feedback coefficients including whole core sodium void worth are negative. Furthermore, introducing of RVACS (Reactor Vessel Auxiliary Cooling System) can enhance the passive decay heat removal capability. The objective of the present study is to evaluate the RVACS performance in 4S reactor (10MWe, pool-type) under the loss of RVACS stacks condition, which is considered as the beyond design basis event. A protected loss of heat sink (PLOHS) accident is selected and simulated to evaluate the capability of RVACS to cool the plant safely under such an unusual condition. A three-dimensional thermal-hydraulic analysis inside the reactor vessel was conducted by PHOENICS. The analytical results show that the loss of one out of two outlet stack has much effect on RVACS performance than that of one out of two inlet stack. The air flow rate in RVACS decreases up to about 60% and the heat removal capability becomes about 70%, comparing with that under the normal stack condition. However, the predicted hot plenum maximum temperature is below 480 degree-C even under the condition that both one inlet and one outlet stack are lost. This result indicates that the safety criteria for the fuel element and the structure of the primary coolant boundary are satisfied enough.
報告書年度 [Report's Fiscal Year]
2005
発行年月 [Issued Year / Month]
2006/07
報告者 [Author]

担当

氏名

所属

西村 聡

原子力技術研究所 新型炉領域

西 義久

原子力技術研究所 新型炉領域

植田 伸幸

原子力技術研究所 新型炉領域

木下 泉

原子力技術研究所

キーワード [Keywords]
和文 英文
小型原子炉 Small nuclear rector
高速炉 Fast reactor
ナトリウム冷却 Sodium cooling
自然循環 Natural circulation
自然通風型崩壊熱除去系 RVACS
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