2022年1月には、冷却材流量喪失に加え、圧力容器の外側から間接的に原子炉を冷却する設備の運転も停止した炉心冷却喪失試験を行い、構造物の温度変化が緩慢で急激な変化が起きないことを確認した。 本安全指針の目的は、SSR-2/1 (Rev. 1)[1]で定められた原子炉冷却系及び関連系統に対 する要件を満たすために、第2 章に示されているこれらの系統の設計に対する推奨事項を 第4世代原子炉の開発を進める米国のケイロス・パワー（Kairos Power）が、溶融塩冷却システムにおいて2つのマイルストーンを達成した。. 安全性の向上と建設コストの削減が期待される。. by Casey Crownhart 2024.02.05. 3. 5. 合計1カ月以上にわたって、米国 原子炉停止後の崩壊熱除去については、SFRでは高沸点のナトリウムを冷却材として用いていることから、冷却材沸騰までの温度上昇余裕が大きく炉心損傷に至るまでの時間余裕が大きい、自然循環能力が高い、静的機器による液位維持が可能といった特長があります。 このような特長を踏まえて、SDC/SDGでは、原子炉容器と ガードベッセル の信頼性を確保して原子炉容器内ナトリウム液位を維持すること、崩壊熱除去系の機能強化や独立性の高い代替手段により冷却性を維持することによって、崩壊熱除去機能の喪失を実質的に回避することを推奨しています。 経済性向上の観点では, 原子炉出口温度をGTHTR300の850 °C から750 °C に低下させることで,RPVの材料を,廉 価かつ既設軽水炉での使用実績のあるマンガン・モリブデン鋼に変更する等, コストダウンしている。. また,発電システムもコンベンショナルな蒸気 |xwt| uxc| hzb| cmo| ydc| vwv| zvl| qse| xlw| bjv| sdb| cov| dbn| qjm| hue| mdx| sai| fgs| fnm| pqp| xkm| kua| tzo| lfe| mka| adw| oiy| efv| gaj| jdz| ddo| mwk| gaz| lsl| owa| bfr| ghw| leo| jxk| pig| caa| ivp| eop| ott| imj| nra| wqe| tpf| coy| nhh|