高速増殖原型炉ULOF事象の評価研究; 最新の知見を反映した炉心損傷評価

An evaluation study on ULOF event sequences in the prototype FBR; An evaluation of CDA reflecting the latest knowledge

飛田 吉春; 守田 幸路; 川田 賢一   ; 丹羽 元; 野中 信之

Tobita, Yoshiharu; Morita, Koji; Kawada, Kenichi; Niwa, Hajime; Nonaka, Nobuyuki

本研究は、FBRの安全研究の一環として大洗工学センターにおいて実施してきた炉心損傷事故(CDA: Core Disruptive Accident)に関する実験的及び解析的研究の成果を反映して、最新の技術知見と安全評価手法により「高速増殖原型炉」のスクラム不作動流量減少事故(ULOF: Unprotected Loss Of Flow)を対象に炉心損傷過程の安全評価を実施したものである。炉心安全の研究では、炉心損傷時のエネルギー発生過程に注目し、CABRI計画等の国際共同炉内試験からエネルギー緩和の機構と効果に関する新たな知見を集約し、国内外での炉外試験データにより個別現象の理解を深めると共に、これらの実験事実に基づきSAS、SIMMER等の安全解析コードの開発・改良・検証を行ってきた。本研究では、これらの成果知見を反映した最新の技術を実機の解析評価に適用し、エネルギー発生過程の詳細で定量的な把握を行うことを目的としている。本研究では、これまでの実機評価で重要性が高いと認識されている炉心溶融進展段階(遷移過程)の挙動における炉心物質の可動量及び運動の履歴とエネルギー発生機構との関係に重点を置き、以下の方法と考え方の下で解析評価を行った。損傷初期の炉心ボイド化にともなう過渡挙動(起因過程)の解析にSAS4Aコード、その後の溶融進展にともなう炉心物質運動(遷移過程)及びエネルギー発生時の炉心外への物質輸送から機械的エネルギーへの変換に至る過程の解析にSIMMER-IIIコードを用い、それぞれ欧州研究機関との協力の下に開発・検証した最新バージョンを適用、臨界実験評価等の最新の炉物理研究成果に基づいて、ボイド、ドップラー反応度係数に対する不確定幅を考慮(不確定性の低減)、燃料過渡挙動と物質運動に関する最新の実験的知見とモデル検証に基づき事象推移の判断と主要物理パラメーターを選定(物理的因果関係の重視)、遷移過程における核的ポテンシャル低減機構の評価への適切な反映(評価技術の進歩)、原型炉の炉心物質の詳細な空間配置模擬(事故推移の特徴確認とエネルギー発生への燃料運動の非同時効果の正確な把握)、炉心エネルギー発生時の機械的エネルギーへの変換を炉心物質の炉心外への輸送とプレナムでのナトリウムとの反応過程の詳細評価(現実的物理機構に基づく評価)以上の方針に基づく一連の解析評価と結果の分析から以下の結論を得た。

The sequences of ULOF (unprotected loss-of-flow) event in the prototype FBR has been evaluated, as a part of the research and development (R&D) in the reactor safety research, reflecting the latest experimental and analytical knowledge on CDA (core disruptive accident) which has been accumulated at O-arai Engineering Center. In the R&D activity on the FBR reactor safety subject, we have accumulated the experimental knowledge of mitigation mechanism in the energy generating process in CDA, utilizing international in-pile safety experimental programs such as CABRI program, as well as the out-of-pile experiments in Japan and foreign countries. This knowledge has been reflected to the development and validation of the SAS and SIMMER code. The objectives of this study are to apply these new assessment techniques to the prototype FBR and to clarify quantitatively in detail the energy generation process of CDA. In this study, an emphasis is placed on the event sequence of the melt progression phase ("transition phase") which has been recognized as one of the important issues of CDA analysis. The major parameters to be considered in this phase are the change of the mobile molten fuel mass and the history of the fuel motion, and also the relation between these parameters and energy generation mechanism. The following methods and approaches have been taken into account in this evaluation study. (a)The SAS4A code is used for the analysis of the transient behavior in the first Phase driven by core voiding ("initiating phase"), and the SIMMER-III code is used for the latter phases with melt-progression (tansition phase) and also the energy conversion process from the thermal one to the mechanical one. These codes have been developed and validated under the collaboration among PNC, CEA and FZK. (b)The uncertainty band of the void reactivity worth and Doppler coeficient has been reduced through the re-evaluation of the critical experimental data in the neutron physics area. ...