PISCES-2DELKによる原型炉耐衝撃詳細解析(II); パラメトリック・スタディ

Analysis of structural response of Monju reactor vessel under HCDAs using the PISCES-2DELK Code (II); Parametric study

斉藤 正樹*; 石川 真*; 南 一生*

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本報告書は、仮想的炉心崩壊事故(HCDA)時における原子炉容器耐衝撃応答評価上解決しておくべき諸課題に関して、PISCES-2DELKコードを用い、原型炉「もんじゅ」を対象として実施した2つのグループのパラメトリック・スタディ結果を総合的に検討しまとめたものである。まず最初に実施したパラメトリック・スタディでは、入力データの不確実さに伴う影響やモデル化の方法に伴う影響に関する感度解析を実施し検討を行った。次に実施したパラメトリック・スタディでは、原子炉容器耐衝撃応答評価上特に重要と思われる炉内及び炉容器周辺の各種構造物の影響について解析を行い、それぞれの構造物が原子炉容器耐衝撃応答評価上どのような役割りを演じ、またそれらがどのような効果をもつか検討を行った。最後に、これらの数多くのパラメトリック・スタディ結果を、HCDA時に炉心部から放出されるエネルギーの流れに着目して総合的に検討を行った。その結果、この過程におけるエネルギーの流れには一般的な相関関係が存在し、炉心部から放出される膨張エネルギー、それによって加速される冷却材の遮蔽プラグヘの衝突エネルギー、その衝突によって変形する遮蔽プラグ下面の構造物の吸収エネルギー、さらに冷却材の遮蔽プラグ下面への衝突によって生ずる原子炉容器の変形エネルギー及びその最大残留歪値等がある一定の関係で結ばれていることがわかった。この総合的検討結果は、各々のパラメトリック・スタディ結果のより詳細な分析に有用であるばかりでなく、多少状況が異なる未評価なケースの原子炉容器耐衝撃健全性に対しても、これらの結果を基に内外挿して比較的簡易に評価検討を可能とする。

Two groups of the parametric studies were performed using the PISCES-2DELK Code to examine the problems in the detailed assessment of the structural integrity of the reactor primary system under hypothetical core disruptive accidents (HCDAs) in the prototype fast reactor "Monju". The results were integrated and discussed in the present report. The first group of the studies was performed to examine the sensitivities of uncertainties in input data and modeling employed in the analyses. In the second group of the studies, several important structures were selected to discuss their effects on the structural response of the reactor vessel to HCDA loads. The results of the studies were discussed based on the point of view of an energy flow from an expanding core. It was found that there were general relationships in this energy flow. The relationships were then integrated into simple correlations among: the expansion work of the HCDA bubble; the kinetic energy of the coolant slug upon impact with the plug head; the energy absorbed by the crushable structures under the plug head; the internal energy increase due to the deformation of the reactor vessel upon coolant slug impact; the maximum hoop strain of the reactor vessel. The correlations thus developed have been very useful not only to interprete the result of each parametric case in detail, but also to extrapolate or interpolate the results to cases with different initial and/or boundary conditions without re-running PISCES-2DELK Code.