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Generation IV reactors and the ASTRID prototype: Lessons from the Fukushima accident - 16/05/12

Doi : 10.1016/j.crhy.2012.03.004 
François Gauché 1
CEA, CEA/Saclay, bâtiment 121, PC 8, 91191 Gif-sur-Yvette cedex, France 

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Abstract

In France, the ASTRID prototype is a sodium-cooled fast neutron industrial demonstrator, fulfilling the criteria for Generation IV reactors. ASTRID will meet safety requirements as stringent as for 3rd generation reactors, and take into account lessons from the Fukushima accident. The objectives are to reinforce the robustness of the safety demonstration for all safety functions. ASTRID will feature an innovative core with a negative sodium void coefficient, take advantage of the large thermal inertia of SFRs for decay heat removal, and provide for a design either eliminating the sodium–water reaction, or guaranteeing no consequences for safety in case such reaction would take place.

Il testo completo di questo articolo è disponibile in PDF.

Résumé

En France, le prototype ASTRID est un démonstrateur industriel à neutrons rapides, refroidi au sodium, répondant aux critères des réacteurs de 4ème génération. ASTRID sera soumis à des critères de sûreté aussi sévères que pour les réacteurs de 3ème génération, et prendra en compte les enseignements de lʼaccident de Fukushima. Lʼobjectif est de renforcer la robustesse de la démonstration de sûreté pour lʼensemble des fonctions de sûreté. ASTRID aura un cœur innovant à coefficient de vidange sodium négatif, bénéficiera de la grande inertie thermique des RNR-Na pour lʼévacuation de la puissance résiduelle, et soit éliminera par conception la réaction sodium–eau, soit garantira lʼabsence de conséquences sur la sûreté le cas échéant.

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Keywords : ASTRID, Sodium, SFR, Fukushima, Safety, Prototype

Mots-clés : ASTRID, Sodium, RNR-Na, Fukushima, Sûreté, Prototype


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Vol 13 - N° 4

P. 365-371 - maggio 2012 Ritorno al numero
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  • Complementary safety assessments of the French nuclear facilities
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