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下降流水ロッドを有する高温超臨界圧軽水冷却炉の安全解析

下流式水棒高温超临界压力轻水冷堆安全分析

基本信息

批准号：
15760634
负责人：
石渡祐樹
金额：
$ 1.6万
依托单位：
The University of Tokyo
依托单位国家：
日本
项目类别：
Grant-in-Aid for Young Scientists (B)
财政年份：
2003
资助国家：
日本
起止时间：
2003 至 2004
项目状态：
已结题

项目摘要

研究代表者が所属する東大・岡教授のグループは、超臨界圧水冷却原子炉の概念を考案し、設計研究や成立性の検討を進めており、現在では国内外の多くの機関が本概念の研究を行っている。15年度は安全解析コードの整備・制御系設計、プラント事故・過渡解析、配管大破断冷却材喪失事故解析等を行った。16年度も引き続き安全評価を行った。まず、配管中小破断による冷却材喪失事故を想定した解析を行った。厳しい解析結果を与えるために、大破断の解析と同様に、「格納容器内圧高」による非常用炉心冷却系(自動減圧弁含む)信号を無視した。中小破断時は、炉心冷却に重要な役割を果たす自動減圧弁の作動信号である「システム圧力低レベル2」の検知が大破断時に比べて時間がかかるので、減圧中の最高被覆管温度が高くなることが分かった。つまり、加圧水型軽水炉(PWR)と同様に超臨界圧水冷却炉も中小破断が厳しくなることが本研究で明らかになった。しかし、最高被覆管温度は主給水管12%破断時の960℃程度であり、判断基準として用いている1260℃を余裕を持って満たした。次に、異常過渡時や事故時の機器のふるまいや安全系の作動条件を現行軽水炉との比較から合理的なモデルに見直した。タービン駆動補助給水系の起動に要する時間を現行の改良型沸騰水型軽水炉(ABWR)のタービン駆動原子炉隔離時冷却系と同様としたことで、炉心流量全喪失事象時に給水がゼロになる時間が生じたが、下降流水ロッド内の減速材による除熱(壁面を介した熱伝達、体積膨張による燃料チャンネルへの冷却材供給)で炉心冷却を維持できることが分かった。このように、下降流水減速棒が固体減速棒(水素化ジルコニウム等)に対して持っている安全上の利点が本研究で明らかになった。

The research representative is Professor Dongda Gang, who is working on the concept of supercritical pressure water cooled atomic furnace. The research on the concept of supercritical pressure water cooled atomic furnace has been carried out in various institutions at home and abroad. In 2015, we conducted safety analysis, maintenance and control system design, accident and transition analysis, and analysis of loss of cooling material due to large pipe breakage. 16 years of mobile phone security review Analysis of cooling material loss accident caused by small break in piping Analysis result: Same as analysis result of big break: High pressure inside the vessel: Unusual furnace core cooling system (automatic pressure reduction) signal is ignored. During medium and small breaks, the furnace core cooling is important for the operation of the automatic pressure reduction function, and the activation signal of the automatic pressure reduction function indicates that the maximum temperature of the coated tube during pressure reduction is high. This study shows that the medium and small fracture of supercritical pressure water cooling furnace (PWR) and pressurized water cooling furnace (PWR) are different. The maximum temperature of the coated pipe is 960℃ when the main water supply pipe is broken by 12%. The judgment standard is 1260℃. In addition, during abnormal transition and accident, the operating conditions of the machine and the safety system are compared with those of the current boiler. The cooling system of the improved boiling water type boiler (ABWR) during the isolation of the reactor is the same as that of the cooling system during the complete loss of the flow rate of the reactor core. The time required for the start-up of the water supply system is the same as that for the heat removal of the deceleration material inside the reactor.(Wall heat transfer, volume expansion, fuel production, cooling material supply), furnace core cooling, maintenance, and cooling. This study is aimed at the safety advantages of the solid decelerator (hydro-chemical decelerator).