An Evaluation of CDA event sequences in a gas-cooled fast reactor

ガス冷却高速炉におけるCDA事象推移評価

山野 秀将   ; 飛田 吉春

Yamano, Hidemasa; Tobita, Yoshiharu

実用化戦略調査研究における安全設計評価のため、炭酸ガス冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の事象推移解析を実施した。代表的なCDA起因事象として冷却材流量喪失時スクラム失敗(ULOF)事象を選定した。本解析から、炉心から被覆管が溶融移動することにより出力バーストが生じるが、これにより溶融燃料は主として下方へ流出し、反応度は未臨界状態に静定する事象推移を得た。本解析対象とした設計では、下部軸ブランケット(LAB)が短いため再臨界回避方策は不要である。高増殖比を狙ってLABを拡張した場合のため、検証された燃料固化モデルを用いて炉心崩壊直後のLAB領域への燃料浸入長を評価した。長いLABを採用した炉心には、早期燃料流出促進のための設計方策を提示した。

An event-sequence analysis of a core disruptive accident (CDA) has been performed for a carbon-dioxide-gas-cooled fast reactor in order to evaluate the safety design in a feasibility study on commercialized fast reactor cycle systems in Japan. An unprotected loss-of-flow accident has been chosen as a representative CDA initiator. The analysis has showed that molten cladding relocation out of the core caused a power burst, leading to the molten fuel dispersion mainly toward a downward direction, then the reactivity settled down under the sub-critical condition. In the present design, the measure for avoiding the energetic recriticality is not necessary because of the short lower axial blanket (LAB). For extending LAB length aiming at a higher breeding ratio, the fuel penetration length into the LAB region just after core disruption has been estimated by a validated fuel-freezing model. A design measure enhancing early fuel discharge has been proposed for the core adopting the longer LAB length.