高速増殖原型炉もんじゅ仮想的炉心崩壊事故解析(I) : SAS3D計算コードによるHCDA解析(5分冊)

Analysis of hypothetical core disruptive accident in prototype fast breeder reactor Monju (I); Analysis of HCDA initiating phase by SAS3D code

石田 政義*; 遠藤 寛*; 青井 貞利*

not registered; not registered; Aoi, Sadanori*

高速増殖原型炉「もんじゅ」(定格熱出力714MW)の仮想的炉心崩壊事故(HCDA)時の炉心の核・熱挙動を、事故解析計算コードSAS3Dにより評価した。HCDA起因事故事象としては、定格運転中の、外部電源喪失による炉心流量減少事故(LOF)および、制御棒連続引抜による反応度挿入事故(TOF)を、炉停止系作動失敗の想定のもとで解析した。炉心の燃焼状態は、零燃焼度の初装荷炉心初期(BOIC)および、平衡炉心(集合体取出平均燃焼度80MWD/kg)の燃焼初期(BOEC)および、燃焼末期(EOEC)の3状態である。また、解析では、炉心の諸反応度係数に核設計計算ノミナル値を使用した。TOP事故では、炉出力トランジェントは、高出力燃料集合体の燃料溶融破損によるFCI(溶融燃料と冷却材ナトリウムの熱的相互作用)発生に伴う反応度効果による穏やかな炉出力上昇(定格出力の高々5倍以下)で特徴づけられ、このFCIに伴う炉心部からの燃料の流出(fuel sweepout)による負反応度効果により、炉心は未臨界となる。燃料破損(FCI)の起こる集合体数は、径方向出力ピーキングが低く、FPガス効果のないBOICで一番多く、炉心中央部の約17%の高出力燃料集合体で破損がある。平衡炉心では、炉心中央部の約5%の高出力燃料集合体で破損があり、BOICに比べ径方向出力ピーキングが高く、かつFPガス圧効果により比較的急速に、溶融燃料放出に続くfuel sweepoutが起こるために、破損領域は局所的に止まる。事故評価は、この後、事故後熱除去評価に引継がれる。LOF事故では、冷却材沸騰・溶融被覆材移動・燃料スランピング(冷却材ボイド化後の燃料ピンの崩れ)・FCI・燃料分散、等の諸現象に伴う正・負反応度効果の競合のもとて、炉出力・全反応度が変化する。これらの諸現象解析に係わる広範囲のパラメータ解析結果によると、「もんじゅ」のLOF事故は、放出エネルギー評価の上で保守側の、厳しい解析条件設定をした場合はボイドワースの高い燃料集合体でのFCI発生により即発臨界反応度1$を超過する出力暴走となるが、超即発臨界での全反応度上昇率は高々10$/sec、炉出力最大値は定格出力の約600倍以下となり、機械的炉心崩壊フェーズヘ移行するほどの激しさとはならない。各炉心ケースとも、出力トランジェント末期には、燃料分散による負反応度効果により、炉は未臨界状態に至り、起因事故フェーズの事象展開は終る。起因事故フェーズの末期の炉心は、高ボイド率(70% 以上)で、...

A study of hypothetical core disruptive accidents (HCDAs) in the prototype fast breeder reactor Monju (714 MWt) has been conducted by using the SAS3D accident analysis code. A loss-of-flow (LOF) due to the loss of off-site power and a transient overpower (TOP) due to control assembly withdrawal, both at rated power, are considered as the HCDA initiators with a postulated total failure of the reactor shutdown system. The accident scenarios of each postulated anticipated transient without scram are studied for the three burnup stages of Monju: the beginning-of-initial cycle (BOIC) ; a beginning-of-equilibrium cycle (BOEC); and an end-of-equilibrium cycle (EOEC). The neutronics data used in this study has been obtained by a 3-dimensional HEX-Z diffusion code and the first order perturbation calculations. The reactivity coefficients used in this study are the design nominal values without taking into account their uncertainties. The nominal design value of the maximum positive sodium void worth in Monju is a relatively small value of 2.5$ in the EOEC core. In the 2 cents/sec TOP, the reactor power shows a sudden increase following the onset of FCIs (Molten-Fuel/Coolant Interactions) in high-powered fuel assemblies but the maximum power level reached is less than 5 times the rated power and due to the fuel sweepout negative reactivity in the FCI fuel assemblies, the reactor is shutdown within 0.1 sec at the latest after the first FCI onset. The extent of damaged fuel assemblies is largest in the clean (FP-gas free) BOIC core in which the radial power peaking is smaller than in BOEC and EOEC cores, and about 17% of the fuel assemblies are damaged in the central region of the core. In the equilibrium cycle cores the damage extents are limited to about 5% core-center assemblies and this is smaller than in the BOIC core because of the larger radial power peaking and the rapid fuel sweepout reactivity insertion accelerated by the FP-gas pressure in ...