Evaluation of core disruptive accident for sodium-cooled fast reactors to achieve in-vessel retention

炉容器内格納達成に向けたナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価

鈴木 徹; 神山 健司  ; 山野 秀将   ; 久保 重信 ; 飛田 吉春; 中井 良大 ; 小山 和也*

Suzuki, Toru; Kamiyama, Kenji; Yamano, Hidemasa; Kubo, Shigenobu; Tobita, Yoshiharu; Nakai, Ryodai; Koyama, Kazuya*

商業用ナトリウム冷却高速炉の最も有力な候補概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉JSFRを選定した。設計拡張状態におけるJSFRの安全設計要求は過酷状態に陥ったプラントを制御することに置かれており、これは事故の進展防止と過酷事故の影響緩和を含んでいる。特に、過酷事故の影響緩和に関しては、炉心損傷事故(CDA)を原子炉容器内に閉じ込めること(IVR)が要求されている。このような安全要求に対する充足性を検討するためには、JSFRのCDAシナリオを構築することが必要であり、その中で出力バーストの回避とIVRの達成が評価されることになる。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的ダイアグラムを作成することによって摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を既存の試験データと数値シミュレーションによって評価した。その結果、原子炉容器バウンダリの機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVRを達成するための明確なビジョンを得ることができた。

The JAEA has selected the advanced loop-type fast reactor JSFR as the most promising concept for the commercialization. The safety design requirements of JSFR for Design Extension Condition are the control of severe plant conditions, including the prevention of accident progression and the mitigation of severe-accident consequences. For the mitigation of severe-accident consequences, the In-Vessel Retention (IVR) against Core Disruptive Accidents (CDAs) is required. In order to investigate the sufficiency of these safety requirements, a CDA scenario should be constructed, in which the elimination of power excursion and the achievement of IVR are evaluated. In the present study, the factors leading to IVR failure were identified by creating phenomenological diagrams, and the effectiveness of design measures against them were evaluated based on experimental data and computer simulation. It was concluded that mechanical/thermal failures of the reactor vessel could be avoided by adequate design measures, and a clear vision for achieving IVR was obtained.