高速増殖原型炉もんじゅ仮想的炉心崩壊事故解析(II) : SAS3D VENUS-PM2計算コードにおける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およびVENUS―PM2により評価した。本解析は,同解析1)に引続いて実施したもので,解析1)では炉心の反応度係数に核設計計算しミナル値を使用したのに対し,本解析では冷却材ボイド係数およびドップラー係数に,核計算不確かさを最大保守側に見込んだ値を使用した。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(TOP)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。TOP―HCDA解析結果は,解析1)の場合と,ほぼ同じで,炉出力トランジェッ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)発生による穏やかな出力上昇(定格出力の10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(fuelsweepout)による負反応度により,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クが低く,FPガス効果のないBOICで一番多く,約26%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%の集合体で破損が起こる。事故評価は,この後,局所破損炉心の事故後熱除去評価に引継がれる。LOF―HCDA事故シナリオは,炉心の軸方向膨脹による負反応度効果および,燃料スラッピング(冷却材ボイド化後の燃料ピンの崩れ)発生に際しての燃料ペレット内残留FPガスによる燃料分散(fueldispersal)効果(但し,BOICでは除く)が期待できる限り,炉出力は即発臨界反応度以下での過渡変化となり,事故は冷却材のボイド化した溶融炉心状態で遷移フェーズヘ移行する。LOF―HCDAが超即発臨界出力暴により機械的炉心崩壊フェーズヘ至るのは,上記の2つの反応度効果を無視した場合にのみ起こる。この点は,ノミナル反応度係数を保証した解析1)の場合と異なり,炉心崩壊フェーズヘ移行した要因には,上記2効果の否定の他に,保守側反応度係数の想定が

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 ...