米国高速実験炉EBR-IIでのULOHS模擬試験を対象としたプラント動特性解析コードの炉心変形反応度モデル高度化検討

Investigation of core deformation reactivity model improvement in plant dynamics analysis code during ULOHS Test of U.S. experimental fast reactor EBR-II

吉村 一夫; 堂田 哲広  ; 浜瀬 枝里菜 ; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁  

Yoshimura, Kazuo; Doda, Norihiro; Hamase, Erina; Fujisaki, Tatsuya*; Igawa, Kenichi*; Tanaka, Masaaki

ナトリウム冷却高速炉では、炉心入口温度の上昇による炉心支持板熱膨張に伴うフィードバック反応度により原子炉出力が低下する固有安全を有しており、その影響を精度良く把握することは、高い安全性を有する炉心の構築に必要となる。本報では、EBR-IIにて実施された炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験を対象に、CFD単体解析で明らかにしたコールドプールの温度成層化を考慮したプラント動特性解析を行うため、コールドプールをCFD領域とした1D-CFD連成解析を実施し、炉心入口温度上昇評価を適正化した。さらに、炉心変形反応度モデルの高度化に資するため、炉心湾曲反応度の簡易モデルを取り込んだ感度解析を実施した。

Sodium-cooled fast reactors have intrinsic safety features decreasing reactor power during the increase of the core inlet temperature by the feedback reactivity of the radial expansion of the core support plate. It is necessary for the composition of the core highly of secure to understand the influence of the safety features with high accuracy. In this paper, first, the 1D-CFD coupling method with cold pool as CFD region which enables the plant dynamics analyses taking account of the thermal stratification in cold pool was applied to the ULOHS (Unprotected Loss Of Heat Sink) test performed in the experimental fast reactor U.S. EBR-II and the evaluation of the core inlet temperature could be improved. Secondly, the sensitivity analyses concerning the core bowing reactivity were carried out with the aim of improving the evaluations of the core deformation reactivity and the applicability of the core bowing reactivity model to the test could be indicated.