ナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討; 平成15年度報告

Study on countermeasures for the elimination of re-criticality issue for the sodium cooled reactors; Results of the Studies in 2003

久保 重信 ; 飛田 吉春; 川田 賢一   ; 小野田 雄一 ; 佐藤 一憲 ; 神山 健司  ; 植田 伸幸*; 藤田 哲史; 丹羽 元

Kubo, Shigenobu; Tobita, Yoshiharu; Kawada, Kenichi; Onoda, Yuichi; Sato, Ikkenn; Kamiyama, Kenji; Ueda, Nobuyuki*; Fujita, Satoshi; Niwa, Hajime

実用化戦略調査研究フェーズ2において、平成15年度に実施したナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討結果を示す。ナトリウム冷却大型炉及び中型炉について、炉心燃料設計及びプラント設計との整合性に配慮しつつ、再臨界回避方策として有望な概念を構築することを目的とし、これらの炉心を対象とした炉心流量減少時炉停止失敗事象の炉内終息性に関する諸検討を実施して以下の結果を得た。遷移過程での燃料流出促進策として提案されているABLE概念の有効性について解析評価を実施した結果、ラッパ管溶融に先行した燃料流出が実現できない見通しであることが分かった。一方、FAIDUS概念については、燃料流出見通しはあるものの、炉心性能等への影響が大きいことから、改良概念を提示し予備的な評価によりその性能見通しを示した。原子炉容器底部で多量の燃料の保持冷却を確保するための課題を軽減する観点から、炉心部での事故後の損傷炉心物質の保持・冷却が重要であり、ナトリウムのもつ高い冷却能力を考慮した評価を今後定量化していくことによって炉内終息が達成できる可能性があることを示した。 FAIDUS及びABLEを対象とした現時点までの解析評価による情報等に基づいて、今後検討が必要となる可能性のある試験課題とその実施方法を例示した。金属燃料炉心については、出口温度を550、ボイド反応度を8ドル以下とした中型炉を対象とした起因過程解析を実施し、即発臨界には至らずマイルドに推移する結果を得た。起因過程末期から遷移過程にかけての挙動については不確かさが大きいが再臨界が回避される可能性が示されると共に、仮に遷移過程で燃料プールが形成される状況を想定しても、MOX燃料と比較して緩慢な推移を示すことが示された。

This report shows the results of the study on countermeasures for the elimination of re-criticality issue for the sodium cooled reactors, which was conducted in 2003 as a part of the feasibility study phase II for the commercialization of fast reactors. A sort of analytical studies related to the in-vessel retention capability under the unprotected loss of flow condition was conducted for the large scale and medium scale sodium cooled reactors, aiming at establishing some promising concepts to resolve the re-criticality issue keeping consistency with the basic concept of the core and plant design. Major conclusions are as follows. ABLE concept, which is proposed as a measure to enhance the fuel discharge capability in the early transition phase, needs much time to initiate fuel discharge than wrapper tube failure. Therefore it is currently concluded that it is difficult to show clear perspective. A modified version of FAIDUS which has less drawbacks on the core and cycle performance and related R&Ds than original FAIDUS was proposed for further study. In-place retention and cooling in the core region is important from view point of reduction of R&D loads conceming post accident material relocation and cooling at the bottom of the reactor vessel. A possibility of which the in-vessel retention can be achieved by quantitatively clarifying the effect of the superior cooling potential of sodium was shown. Based on the currently available information related to FAIDUS and ABLE, possible candidates of experimental studies were shown. An initiating phase analysis for the metallic fuel core with 550C of core outlet temperature and 8 of sodium void worth resulted in mild consequence without prompt criticality. Although there is still large uncertainty in the early transition phase, it might be possible to avoid severe re-criticality. And it was shown that power excursion due to molten fuel sloshing might be milder than that of MOX fuel case.