新型転換炉実証炉・冷却材喪失事故模擬実験解析

Analysis of simulated blowdown tests for the ATR demonstration plant

川又 伸弘; 望月 弘保

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ATR実証炉の設計で用いられている,冷却材喪失事故および非常用炉心冷却系に関する「冷却材喪失事故解析コード・システム」が実験の熱水力現象を再現でき,かつ被覆管温度を適切な保守性を保って計算できることを実験解析によって示す。ATR実証炉の冷却材喪失事故を模擬した実験を実施し,その結果を,ATRの「冷却材喪失事故解析コード・システム」を用いて解析し,主要な現象を再現できることを示すことによって,設計手法の妥当性を示す。ATR安全性実験装置を用いて,破断口径をパラメータとした,1.下降管破断実験,2.主蒸気管破断実験および 3.入口管破断実験を実施した。その結果,いずれのケースでも炉心の冷却性は確保できることが確認できた。更に,実験解析の結果,冷却材喪失事故時の熱流動現象と非常用炉心冷却系による冷却特性をほぼ再現できた。また,被覆管最高温度については,全ての解析結果とも高目となり,保守側の解析結果となった。ATRの「冷却材喪失事故解析コード・システム」は,冷却材喪失事故時の現象をほぼ再現できるとともに,被覆管最高温度を適切な保守性を保って算定するため,ATR実証炉の設計に使用することは妥当である。

The purpose of this paper is to verify the capability of "ATR safety analysis code system" through blowdown tests and their analyses. Downcomer pipe, main steam pipe and inlet pipe rupture tests simulating the ATR demonstration plant have been carried out to confirm the coolability of core after pipe rupture using the ATR Safety Experimental Facility at Oarai Engineering Center, PNC. In all experiments, fuel was cooled well by emergency core cooling water, and the cladding temperature did not rise to high temperature. On the other hand, close agreement were obtained between the analytical results of pressure, water level and other parameters, and the experimental results. Moreover, the analysis provided conservative peak cladding temperature higher than the experiments in all cases. As a result, it was proved that the "ATR safety analysis code system" can be used as a design code for the ATR demonstration plant.