単相多次元コードAQUAによる高速原型炉「もんじゅ」炉内熱流動解析,1; UTOP時炉容器出口温度応答評価および遅発中性子先行核濃度輸送評価

In-vessel themohydraulic analysis of MONJU with AQUA code,1; Evaluation of UTOP accident and DN precursor concentration transport

村松 壽晴; 松本 雅彦*; 二ノ方 寿

Muramatsu, Toshiharu; not registered; Ninokata, Hisashi

高速原型炉「もんじゅ」において、出力上昇型事故であるUTOPが発生した場合、炉心損傷に至る前までに原子炉出口温度計装によってスクラムが可能か否かを、また燃料ピンに破損が生じた場合、原子炉出口配管位置にどの程度の遅発中性子先行核濃度が到達するかを、確率論的リスク評価作業の検討に資するために、単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いて定量評価した。UTOP時の原子炉容器出口温度応答評価では、平衡炉心第10サイクル末期の定格負荷運転状態に対し、最大引抜き反応度を1.28$とした条件の解析を行ない、以下の結果を得た。1)事象開始に伴い燃料集合体出口Na温度が上昇するため、炉心上部機構下端から上部プレナム内に放出されるジェットの流向が時間の経過と共に上向きに遷移し、高温冷却材の大半は内筒を乗り越えて原子炉出口配管位置に至る。2)原子炉容器出口部から約24m下流に位置する原子炉出口温度計装では、配管内での冷却材輸送遅れおよび熱電対の応答遅れを考慮すると、事象開姶後約42秒で原子炉スクラム温度レベル(546度C)に到達する。当該事象に伴う燃料ピン破損発生が、事象開始後約50秒であると予測されることから、燃料ピン破損発生前に原子炉出口温度計装によるトリップ信号によって原子炉スクラムが可能であると推測される。燃料ピン破損時の遅発中性子先行核濃度輸送の評価では、放出集合体の炉心内位置をパラメータに4ケースを解析した。遅発中性子先行核儂度の放出環境は、定格負荷運転の条件とし、放出形態は1000mの連続放出および1010ppmの1秒放出の2ケースを考慮した。解析により、以下の結果を得た。(1)原子炉容器出口部に到達する遅発中性子先行核濃度は、単純に放出集合体の炉心内位置から出口配管までの距離に依存するのではなく、むしろ上部プレナム内に発生している流動状況に影響される。(2)内側炉心領域の第1列燃料集合体から遅発中性子先行が連続放出された場合、原子炉出口部には、60秒時点での全放出量の1.2%,300秒で1.5秒が到達する。(3)外側炉心領域の第2列燃料集合体から遅発中性子先行核が連続放出された場合、原子炉出口部には、60秒時点で全放出量の0.7%が到達する。(4)内側炉心領域の第1列燃料集合体から遅発中性子先行核が1秒間放出されたケースでは、親核種崩壊まで考慮した結果、全放出量の0.0064%の先行核が検出計のカウントに寄与する。

In-vessel thermohydraulic analysis for unprotected transient over-power(UTOP) accident and precursor concentration transport analysis were carried out by multi-dimensional thermohydraulic analysis code AQUA for prototype breeder reactor MONJU. The analysis of UTOP accident was conducted for a transient simulating a reactivity insertion to a full-power operation condition (End of 10th equilibrium cycle) and the subsequent sodium temperature increase at S/As outlet, where C/R pull out rate and maximum insertion reactivity are 5 mm/sec and 1.28$, the instrumentation position of reactor outlet reached the reactor trip level ( 546 deg C ) in 42 sec after the onset of UTOP. Then it is estimated that the reactor will be tripped by the temperature instrumentation before a fuel pin failure (50 sec). For the analysis of a fuel pin failure accident, four cases of different locations of the DN precursor release were calculated. From the analyses, the following results have been obtained: (1)In the case with the FP release from 1st row of inner core region, DN precursor concentration with 1.2% and 1.5% reached the outlet nozzle of R/V in 60 sec and 300 sec, respectively. (2)In the case with the FP release from 2nd row of outer core region, the concentration with 0.7% reached the outlet nozzle in 60 sec. For the analysis of a fuel pin failure accident, four cases of different locations of the DN precursor release were calculated. From the analyses, the following results have been obtained: (1)DN precursor concentration at the outlet nozzle of R/V is high due to the flow pattern in the upper plenum and independent of the locations of DN precursor release. (2)In the case with the FP release from 1st row of inner core region, DN precursor concentration with 1.2% and 1.5% reached the outlet nozzle of R/V in 60 sec and 300 sec, respectively. (3)In the case with the Fp release from 2nd row of outer core region, the concentration with 0.7% reached the outlet nozzle in 60 sec.