PISCES-2DELKによる原型炉耐衝撃詳細解析(I); 耐衝撃詳細解析手法の開発

Analysis of structural response of Monju reactor vessel undar HCDAs using the PISCES-2DELK code (1); Development of analytical methods

石川 眞*; 斉藤 正樹*; 南 一生*

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本報告書は、昭和56年度に導入した流体-固体相互作用による構造材非線形・大変形挙動解析コードPISCES-2DELKの、原型炉「もんじゅ」の仮想的炉心崩壊事故時の原子炉容器耐衝撃応答評価への適用手法を、基礎的な面から検討した結果をまとめたものである。ここでは、「もんじゅ」固有の詳細な構造に関わる諸問題には立ち入らずに、むしろ一般的な原型炉級の耐衝撃解析という観点からその検討項目を選択した。したがって本報告書で検討された結果は汎用的なものであり、広く耐衝撃解析に応用する事ができる。検討方法としては、本報告書では3つの段階的なアプローチを採用した。第1のステップでは、まず理論解または実験結果のある一般的な流体力学的・構造力学的諸問題を基本例題として、その解析結果を検討した。第2のステップでは、特に原子炉容器耐衝撃に関する諸問題を解析するために必要なPISCESコードの各種機能の詳細検討及び感度解析を行なった。内容は、数値解析手法に関する項目、体系・材料のモデルイヒに関する項目、PISCES-2DELKコードの固有機能に関する項目に分けられる。ここでは計算時間節約のため、APRICOTのベンチマークで使用されたCRBRの1/30スケール耐衝撃試験体系を基に解析を実施したが、幾つかの特殊機能の検討については、その目的に応じたモデルを作成して解析を行なった。第3のステップでは、原型炉級の原子炉容器を対象とした耐衝撃解析を実施する際に重要な幾つかの項目について、原型炉の炉心支持板から上部を簡易的にモデルイヒした体系を基に、詳細な検討を行なった。ここで検討された項目の主なものは、Euler及びShellプロセッサーのメッシュサイズ効果、エネルギー源及び空孔性構造物のモデルイヒ法、エネルギー輸送モデル、キャビテーション現象などである。本報告書でまとめられた結論は、引き続く原型炉「もんじゅ」の炉容器耐衝撃の詳細解析に有効に反映された。

The objective of the present study is to develop the analytical methods of the structural response of the Monju reactor vessel under Hypothetical Core Disruptive Accidents (HCDAs) by the PISCES-2DELK code which was introduced to the Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation (PNC) in 1981. Most of the activities in the present study focused on the generic shock structural problems in fast breeder reactors rather than on the problems specific to the Monju reactor. In the first stage of this study, the general hydrodynamic and/or structural behaviors were analysed and discussed for verifying the overall functions of the PISCES-2DELK code. In the second stage, some special functions of the code were examined in detail for future use in shock structural analyses of reactor cases. The many sensitivity studies on these functions were performed based on the model of the 1/30-scale model experiment of the Clinch River Breedar Reactor (CRBR) which was also taken as one of the benchmark problems in the Analysis of Primary Containment Transients (APRICOT) program. Finally, some important problems in the shock structural analyses of the prototype reactor vessel were studied based on a simplified model of the Monju reactor vessel. The surveyed items include the mesh size effect of Euler and shell processors, modeling of energy source and porous material, energy transport model. cavitation model etc. Many of the conclusions derived here are extensively applicable to many shock structural problems. The results from the present study will be effectively reflected to the subsequent in-depth analyses of the Monju reactor vessel under HCDAs.