鉛冷却高速炉の炉心損傷事故事象解析-12年度成果-

CDA Analysis of lead-cooled fast reactor; Results in 2000

飛田 吉春; 藤田 朋子; 藤田 哲史

Tobita, Yoshiharu; not registered; Fujita, Satoshi

核燃料サイクル開発機構では、安全確保を前提に「経済性向上、資源の有効活用、環境負荷低減、核不拡散性の確保」を目標として、実用化に向けて競争力のある高速炉プラントを創出する実用化戦略調査研究を進めている。本報告書では、この調査研究において実用化炉の候補概念の一つとして検討されている重金属冷却高速炉の炉心安全性の特徴を明らかにすることを目的として実施した炉心損傷事故解析における事象進展について報告する。解析の結果、被覆管の溶融移動とプレナムガス放出によるボイド反応度挿入は緩慢であるため、再臨界を駆動することはないことが示された。一方、炉心損傷が進展して崩壊した燃料粒子の単相の鉛冷却材に分散した状態では、名乗り冷却材の流れによる燃料集中で再臨界が駆動される可能性のあることが明らかとなった。また、事故影響の炉容器内格納性の観点からは、高温化した鉛に対する一時系バウンダリ、炉容器内構造物及び崩壊熱除去機能の健全性維持が重要となることが指摘された。

The feasibility study for the commercialization of fast reactors is underway in Japan Nuclear Cycle Development Institute, aiming at the achievement of the economic competitiveness, making full use of the natural resources, reduction of the environmental impact and the assurance of the nuclear non-proliferation and safety. This report shows the results of the analysis of the core-disruptive accident in lead-cooled reactor, and therby discusses the safety characteristics of the heavy metal cooled fast reactors. The analysis showed that the reactivity increase due to the molten clad relocation and fission gas blowdown was mild and did not lead to the recriticality. On the other hand, it was shown that the motion of disrupted fuel particles in the single phase lead-coolant had a possibility to produce recriticality. In addition, the importance of the integrity of the primary boundary, structures in the reactor vessel, and decay heat removal system against the high temperature lead was pointed out from the viewpoint of the in-vessel retention of the accident consequences.