静的傾斜が生じた場合の海洋浮体式BWRの核熱的挙動

Neutronics - thermal hydraulics behavior of inclined offshore floating BWR

福田 航大 ; 須山 賢也; 小原 徹*

Fukuda, Kodai; Suyama, Kenya; Obara, Toru*

近年、炉型をBWRとした海洋浮体式原子力発電所の実現に向けた取り組みが国内で進められている。その実現に向け、海洋環境特有の傾斜や揺動といった現象が原子炉の核熱的挙動に与える影響は明らかにすべき課題として位置づけられている。本発表では、BWRが通常運転中に傾斜した場合の原子炉の挙動(出力、燃料・冷却材温度、圧力等やそれらの分布の過渡変化)を明らかにすることを目的とした核熱結合解析の計画と予備解析の結果について報告を行う。解析には原子炉システムコードTRACE及び核計算コードPARCSを用い、TRACEでの解析にて流体に加わる重力加速度を変化させることで傾斜を模擬した。予備解析の結果、BWRが傾斜した場合の原子炉がとりうる挙動の傾向が明らかとなった。得られた結果より、周期性をもつ揺動現象の再現等、今後取り組むべき解析の方向性が示唆された。

In recent years, efforts have been made in Japan to develop an offshore nuclear power plant with BWR. The effects of the marine environment, such as an inclination, to the reactor behavior are considered to be clarified. In this presentation, the result of the preliminary neutronics - thermal hydraulics coupled analysis, which aims for the clarification of the reactor behavior when BWR is inclined, is reported. The reactor system code TRACE and neutronics code PARCS are used for the analysis. The Peach Bottom 2 is modeled and analyzed for the preliminary analysis.