高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(I); SSCの反応度モデルの改良とATWS時のプラント応答解析

Key technological design study of a large LMFBR (I); Improvement of reactivity feedback modeling in SCC-L and analysis of plant thermal hydraulic behavior during ATWS accident

山口 彰*; 大島 宏之

not registered; Ohshima, Hiroyuki

(目的) LMFBRにおいて固有の反応度効果を積極的に活用すればATWS時の炉心損傷を制限できる。本研究は、ATWS時のプラント全体の核熱流動を精度良く計算する手法を開発し、各反応度効果を概略評価することを目的とする。(方法)制御棒の熱膨張による反応度モデルを開発し、SSC-Lに適用した。熱膨張量は、上部プレナム内の2次元詳細温度分布に基づき評価される。開発されたモデルを用いてULOHSの解析を実施した。(結果)SSC-Lでは、(1)燃料ドップラー、(2)冷却材の密度変化、(3)燃料の熱膨張、(4)構造材の熱膨張、(5)炉心支持板の熱膨張、(6)制御棒の熱膨張による反応度効果を考慮できるようになった。ULOHS解析の結果から、これらの反応度を考慮すれば緩和対策を施すために数分以上の時間的余裕があるが、炉心損傷無しに炉心停止するには至らないことが示された。一方、炉内構造物等の変形による反応度を評価する場合、ここで考慮されなかった変形モード、拘束条件等に関する考察を行う必要がある。(結論)SSC-Lによれば、多くの反応度効果を考慮してATWS時のプラント全体の熱流動をより現実的に解析することが可能となった。ULOHSの場合には、時間的余裕があるため、手動スクラムや、その他の作動速度が遅い炉停止系を利用することも可能である。

Reactivity Feedback Modeling in Super System Code (SSC) has been improved to analyze the whole plant thermal hydraulic response to an anticipated transient without scram (ATWS) in a liquid metal fast breeder reactor (LMFBR). First of all, two-dimensional (2D) fluid flow and heat transfer modeling of reactor upper plenum (UP) has been modified. The heat transfer between the coolant and the control rod driveline (CRD) can be evaluated based on the 2D, not one-point, temperature distribution calculated by the UP model. The CRD is included as a part of in-plenum structure, and the thermal expansion of it is evaluated assuming the elongation is proportional to the temperature rise of the CRD. The reactivity feedback effect is evaluated using the elongation and the control rod worth. SSC-L is now capable of treating the following reactivity feedback effects caused by; (1)fuel doppler, (2)sodium density, (3)fuel axial expansion, (4)thermal expansion of the in-core structure, (5)thermal expansion of the core support structure, and (6)thermal expansion of the CRD. Whole plant thermal hydraulics during the ATWS accident can be analyzed taking the reactivity feedback effect into consideration more realistically than ever. An ATWS accident, i.e. unprotected loss-of-heat-sink (ULOHS), has been analyzed using SSC-L as an example. It is impossible to mitigate the ATWS consequence without core damage if no design change is made. However, it is found that more than 7 minutes of grace time is available for the remedial action at least if the above mentioned reactivity model is used. The accident progression is not so rapid in general in the ULOHS accident. The relatively slow response implies reactor shutdown can be achieved by a manual scram or a shutdown system actuated at slower speed can be utilized for mitigating the ATWS consequence.In the present analysis of CRD thermal expansion, it is assumed that the deformation of the CRD is one-dimensional, linear and elastic. It ...