A Scenario of core disruptive accident for Japan sodium-cooled fast reactor to achieve in-vessel retention

JSFRのIVR達成に向けたCDAシナリオの構築

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*

ナトリウム冷却高速炉の最も有望な概念として、原子力機構は先進的ループ型高速炉(JSFR)を選定した。JSFRの設計基準外事象に対する安全設計要求は、過酷事故の防止、及び事故影響の緩和である。特に、事故影響の緩和に関しては、仮想的な炉心損傷事故(CDA)を炉容器内に格納すること(IVR)が求められている。これらの安全設計要求の充足性を検討するためにCDAシナリオを構築し、その中で出力逸走の排除と損傷炉心物質の炉容器内冷却の成立性を評価してIVRが達成されることを示さなければならない。本研究では、IVR失敗に至る要因を現象論的なダイアグラムを用いて摘出し、それらに対する各種設計方策の有効性を試験データと計算シミュレーションに基づいて評価した。これは、CDAシナリオを構築する上で前例のないアプローチであり、IVRの失敗要因と設計方策の有効性を客観的に評価する上で非常に有効な手法である。本研究から、原子炉容器の機械的/熱的な破損は適切な設計方策によって回避され、IVR達成に向けた明確な見通しを得ることができた。

As the most promising concept of SFRs, the JAEA has selected the advanced loop-type fast reactor, so-called JSFR. The safety design requirements of JSFR for design extension condition are the prevention of severe accidents and the mitigation of severe-accident consequences. For the mitigation of severe-accident consequences, in particular, the In-Vessel Retention (IVR) against postulated 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 in-vessel cooling of core materials are evaluated so as to achieve IVR. 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 simulations. This is an unprecedented approach to the construction of a CDA scenario, and is an effective method to objectively investigate the factors of IVR failure and design measures against them. 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.