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。

传统的核反应堆安全研究只是追求最终的安全性，但这无法填补永远寻求绝对安全的社会的空白。像其他工程系统一样，核反应堆也会遇到不可避免的核心损害事故，并且有必要从技术上提出恢复社会可以接受的核反应堆的方法。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，则不可能恢复该工厂，并且需要很长时间才能将其退役。因此，这项研究旨在创建一个新的概念，即可以保留RPV内部的燃料碎片，避免使用简单，紧凑的直接直接周期和其他因素，以避免重新批判性和稳定的冷却，并基于整个核心在严重的事故和过渡到底部的情况下融化。在2022年实现了以下结果：（1）改进超快速反应堆的一小部分核心：为了改善上一年旨在的核心概念，我们揭示了通过简单分析（Peer-Review ed-Reviewed International International Chardings consignings the Fisc year of Fiss year piscal year of Fiss year of Fiss pys pers pers of Pecral shift the Spectral Shift the Spectral Shift the Shift the Spectral Shift Recotor supertair contress的平均特征）。（2）植物严重的事故分析：使用MELCOR-2.2严重的事故分析代码揭示了超过超快速反应堆设计标准的冷却液（BDBA-LOCA）期间的植物行为。（经过同行评审的国际程序学会）（3）碎片转移熔融行为分析：使用一种分析固液混合碎屑组的熔融行为的方法，我们在RPV底部融化了RPV壁的瞬时热负载。