Transient analyses for LBE cooled accelerator-driven system by RELAP5 code

RELAP5コードによる鉛ビスマス冷却型加速器駆動核変換システムの過渡解析

菅原 隆徳  ; 西原 健司  ; 辻本 和文 

Sugawara, Takanori; Nishihara, Kenji; Tsujimoto, Kazufumi

マイナーアクチノイド(MA)核変換を目的とした加速器駆動核変換システム(ADS)については、未臨界状態で外部中性子源により運転が行われることから、通常の臨界炉に比べて臨界事故の可能性が低く、安全性が高いと考えられている。本研究ではRELAP5コードを使用して、原子力機構が検討している鉛ビスマス冷却型ADSを対象に過渡解析を行い、炉心損傷の可能性を検討し、さらに構造物の寿命評価に資する解析を行った。ADSの事故事象に関する過渡解析については、スクラム成功時の除熱源喪失事象の場合、崩壊熱除去系が正常に作動すれば問題がないものの、これが作動しない場合には炉心損傷に至る可能性があることを示した。さらにビーム窓や被覆管などの構造物に関する寿命評価に資するため、信頼性を高めた新しい加速器構成を考慮したビームトリップ時の過渡解析を実施し、ビームトリップ時の各構造物設置位置における温度変化をまとめた。

It is supposed that an Accelerator-Driven System (ADS) is safer than conventional critical reactors since the ADS is driven by the external neutron source in the subcritical state. In this study, the transient analyses for the lead-bismuth eutectic (LBE) cooled ADS proposed by JAEA were performed by using the RELAP5/mod3.2 code to investigate the possibility of the core damage. In this research, three accidents; the protected loss of heat sink, the protected overcooling and the unprotected loss of flow were considered as the typical ADS accidents. Through these calculations, it was confirmed that all calculation results except the protected loss of heat sink satisfied the no-damage criteria. In the protected loss of heat sink, if the PRACS (Primary Reactor Auxiliary Cooling System) would not operate correctly, the cladding tube temperature would reach at its melting temperature after 18-21 hours although the calculation condition was very conservative. The transients for the beam trip were also calculated to derive the temperature changes at the important components such as the beam window, the cladding tube and the reactor vessel. These results will be employed for the lifetime estimation of these components.