ナトリウム-水反応生成物移行評価モデルのコーディング

Coding of model for sodium-water reaction products transport

吉岡 直樹*; 岸田 雅子*; 吉原 宏*; 長田 博夫*

not registered; Kishida, Masako*; not registered; not registered

FBR実用炉の合理化の有望な方策の1つとして、2次ナトリウム系削除型のプラント概念が考えられている。この型のプラントでは、蒸気発生器が直接1次系に設置されることから、原子炉の安全評価上、蒸気発生器伝熱管破損により発生する反応生成物の炉心部への影響評価が特に重要な課題となっている。本作業では、このような場合における反応生成物の移行挙動を評価できるよう、これまで事業団殿で開発してきた大リーク・ナトリウム-水反応熱流動解析コードSWAC-13Eの改造を行った。本改造は、ナトリウム-水反応生成物の溶解・析出・沈積等の現象を含む移行に関する評価モデルの追加であり、これらの新規の反応生成物移行解析部分(REACT)と従来の熱・流動解析部分(SWAC-13E)はできる限り独立するよう配慮した設計とした。典型的な2次ナトリウム系削除型のプラント概念におけるナトリウム┼水反応時の反応生成物移行挙動評価解析に本コードを適用した結果,解析結果は定性的に矛盾のないものであり,改造したSWAC-13Eは妥当なレベルで挙動を解析できることが判った。

The LMFBR concept without secondary sodium system is considered to be one of the most promising concepts for plant cost reductions. In this type of LMFBR, steam generators(SGs) are directly equipped in the primary sodium system. Therefore, the evaluation of effects of sodium-water reaction products (SWRPs) to the reactor core in case of SG tube rupture becomes one of the major safety issues. In this work, SMAC-13E, the thermal-hydraulic analysis code for sodium-water reaction developed by Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation, was improved so as to evaluate the transport of SWRPs in the primary sodium system containing reactor core. In this improvement, SWRPs transport model (REACT), that treats solution, precipitation, deposition and so on, was added and it was intended that REACT is independent of the original part of SWAC-13E as much as possible. The improved analysis code (new SWAC-13E) was applied to the evaluation of SWRPs transport phenomena of typical planned LMFBR plant without secondary sodium system. The results of this analysis were qualitatively reasonable, and it was confirmed that the new SWAC-13E was applicable to the evaluation of the transport behavior of SWRPs.