社会に受け入れられる事故復旧性スーパー高速炉概念の研究

社会接受的事故恢复超快堆概念研究

基本信息

批准号：
20H02669
负责人：
山路哲史
金额：
$ 5.66万
依托单位：
Waseda University
依托单位国家：
日本
项目类别：
Grant-in-Aid for Scientific Research (B)
财政年份：
2020
资助国家：
日本
起止时间：
2020-04-01 至 2024-03-31
项目状态：
已结题

项目摘要

従来の原子炉の安全研究は究極の安全性を追求するのみだが、それでは絶対安全を求める社会とのギャップを永遠に埋められない可能性がある。他の工学システムと同様に、原子炉も万一の炉心損傷事故は不可避の前提で、社会が受容できる復旧のあり方を技術的に提言する必要がある。福島事故からも分かるように、事故時に燃料デブリが原子炉圧力容器（RPV）の外に漏れだすと、プラントの復旧は不可能であり、廃炉に長い年月を要する。そこで、本研究では、簡素でコンパクトな貫流直接サイクルを採用する超臨界圧軽水冷却スーパー高速炉の炉心設計、過酷事故解析、溶融物挙動解析等から、過酷事故時には全炉心がメルトダウンし、RPV底部に移行することを前提に、RPV内部に燃料デブリを留め、その再臨界を回避して安定冷却を達成する、新しい事故復旧性小型スーパー高速炉の概念を創出することを目的としている。2022年度は以下の成果が得られた。（１）スーパー高速炉の小型炉心設計の改良：前年度までに設計した炉心概念を改良するために、簡易的な解析により、スペクトルシフト運転に対応した超臨界水冷却炉の炉心の平均的な特性を明らかにした（2023年度中に査読付国際会議Proceeding発表予定）。（２）プラント過酷事故解析：スーパー高速炉の設計基準を超えた冷却材喪失事故（BDBA-LOCA）時プラント挙動等を、過酷事故解析コードMELCOR-2.2を用いて明らかにした。（査読付国際会Proceeding発表）（３）デブリ移行溶融挙動解析：固液混在デブリ群の溶融挙動解析手法を用いて、RPV底部でデブリ群が溶融する際のRPV壁の過渡的な熱負荷を示した。

常规反应堆安全研究只能追求最终的安全，这可能无法通过需要绝对安全的社会来填补空白。与其他工程系统一样，反应堆在技术上需要提出社会可以接受的恢复，假设不可避免的核心伤害事故。从福岛事故中可以看出，如果燃料碎屑从反应堆压力容器（RPV）中泄漏出来，则不可能恢复工厂，并且需要很长时间才能退役。因此，在这项研究中，核心设计，严重的事故分析，摩根分析等，超临界压力水冷却超高速度炉，熔融分析等，采用简单而紧凑的织物直接循环在发生严重事故的情况下，所有核心都融化了，目的是创建新的事故恢复超高速炉，这是新事故恢复的基础，它可以固定RPV内的燃油碎片 - 临界和实现稳定的冷却。在2022年获得以下结果。（1）改进超高速度炉中的小核心设计：对超级制造炉的平均分析，通过简单分析来支持光谱转移驱动，以改善上一年设计的核心概念，该特征已被揭示（计划宣布在2023财年，阅读阅读会议的程序会议）。（2）植物严重的事故分析：使用严重的事故分析MELCOR-2.2揭示了超过超高速炉设计标准的冷却材料损失（BDBA-LOCA）。（阅读国际协会的启动公告）（3）碎片熔融熔融行为分析：使用固体混合碎屑组的熔融副本分析方法，当碎屑组在底部融化RPV壁的过渡热载荷， RPV。