高速増殖炉システムコードSSC-Lの整備改良; 反応度フィードバックモデルの組み込み

Improvement of an advanced system code for loop-type lMFBRs, SSC-L; Modeling of reactivity feedback effects

大島 宏之; 山口 彰*; 二ノ方 寿

Ohshima, Hiroyuki; not registered; Ninokata, Hisashi

ATWS(Anticipated Transient Without Scram)の評価では、その事象推移が極めて速いと判断されるため、炉心の核熱流動のみが解析されていた。また、解析に使用されるパラメータや仮定は保守的であり、解析結果の不確定性も一般に大きい。従って従来は考慮されていなかった反応度効果をモデル化し、炉心と熱輸送系とのカップリングを考慮した、より現実的な解析評価を行なうことが必要である。こうした解析により、ATWSの事象推移は比較的緩慢であり、ATWSに分類されているシーケンスの一部では、緩和対策を施す時間的余裕があることを示せる可能性がある。本作業では、プラント動特性を解析するSSC-Lの投入反応度計算ルーチンの修正及び改良と反応度フィードバックモデルの追加により、ATWS事象推移の解析を可能とした。本改良によりSSC-Lでは以下の投入反応度を評価できる:(1)燃料ドップラー効果,(2)冷却材密度変化による効果,(3)燃料の熱膨脹による効果,(4)構造材の熱膨脹による効果,(5)炉心支持板の熱膨脹による効果。適用例として、除熱系統が機能喪失する事象にスクラム失敗の重ね合わせを仮定したULOHS(Unprotected Loss of Heat Sink)の解析を行なった。本モデルを実験的に検証するとともに、実機の解析評価に適用していくことが今後の問題である。

In the safety analysis of ATWS (Anticipated Transient Without Scram) sequences, emphasis is placed on the thermohydraulics in reactor core and interactions between core and heat transport system (HTS) are not considered. However, if progress of the sequence is not so fast, thermohydraulics in reactor core and HTS should be calculated at the same time. A whole plant system code, such as SSC-L, is available for this purpose. Since SSC-L has not been applied to the ATWS analysis so far, reactivity feedback model in this code has something to be improved. If uncertainty in parameters used in the analysis is large, conservative assumptions are employed. Therefore, the results of simulations are conservative and have large uncertainty in general. In order to evaluate ATWS sequences, it is desirable to take reactor core and HTS interaction into consideration and to improve accuracy of reactivity feedback model in SSC-L as well as decreasing uncertainty of the input data. Grace period available for mitigating the ATWS by the operator recovery action can be also evaluated from the whole plant thermohydraulics. Therefore, reactivity calculation module in SSC-L has been modified and improved in this study. Thus the reactivity feedback effects calculated in SSC-L are as follows: (1)Fuel doppler, (2)Sodium density and void (3)Fuel axial expansion, (4)Thermal expansion of the core internal structure, and (5)Thermal expansion of the core support structure. For the purpose of checking performance of the new model, SSC-L has been applied to the simulations of ULOHS (Unprotected Loss of Heat Sink) accidents and the results are consistent in our perception. This model should be validated by experiments and SSC-L is to be extensively applied to the safety analysis of LMFBR plants in future.