Neutron-coupled thermal hydraulic calculation of BWR under seismic acceleration

地震時のBWR炉内核熱連成解析

佐藤 聡 ; 渡辺 正; 丸山 結 ; 中村 秀夫  

Satou, Akira; Watanabe, Tadashi; Maruyama, Yu; Nakamura, Hideo

BWRプラントが地震動にさらされると、地震波による振動加速度により冷却材流量や炉心ボイド率に変動が生じ、ボイド反応度フィードバックによる炉心不安定性を引き起こす可能性がある。したがって、プラントの健全性評価の観点から、地震加速度が炉心安定性に与える影響を適切に評価することが重要である。現在、3次元核熱水力連成解析コードTRAC-BF1/SKETCH-INSをベースに、地震時の原子炉の振る舞いを解析するためのコード開発を実施している。本コードでは、二相流の運動方程式に地震による加速度を外力項として付加することにより、地震時の炉内冷却水の流動をシミュレートしている。解析対象は米国ピーチボトム2号炉とし、実地震波に対する原子炉圧力容器の応答波形及び正弦波を入力加速度とした。入力加速度の振幅,周期などをパラメータとした解析により、これらが炉心及び冷却材の挙動に与える影響を調査した。

In the BWR subjected to an earthquake, the oscillating acceleration attribute to the seismic wave may cause the variation of the coolant flow rate and void fraction in the core, which might result in the core instability due to the void-reactivity feedback. Therefore, it is important to properly evaluate the effect of the seismic acceleration on the core stability from a viewpoint of plant integrity estimation. In the present study the numerical code analyzing the behavior of nuclear power plant under the seismic acceleration is developed based on the 3-D neutron-coupled thermal hydraulic code, TRAC/SKETCH. The coolant flow is simulated with introducing the acceleration attributed to the earthquake into the motion equation of the flow as external force terms. The analyses are performed on a real BWR4-type nuclear power plant with the sinusoidal acceleration and the acceleration obtained from the response analysis to an actual earthquake. The behaviors of the core and coolant are calculated in the various parameters of acceleration. The effects of the frequency, amplitude and direction of the oscillating acceleration are discussed.