Development of failure evaluation method for BWR Lower head in severe accident; Creep damage evaluation based on thermal-hydraulics and structural analyses

シビアアクシデント時の沸騰水型原子炉容器下部ヘッド破損評価手法の開発; 熱流動・構造解析に基づくクリープ損傷評価

勝山 仁哉  ; 山口 義仁 ; 根本 義之  ; 加治 芳行  ; 吉田 啓之  

Katsuyama, Jinya; Yamaguchi, Yoshihito; Nemoto, Yoshiyuki; Kaji, Yoshiyuki; Yoshida, Hiroyuki

既存のシビアアクシデント(SA)解析コードでは、溶融燃料の移行に伴う原子炉圧力容器(RPV)破損を簡易的なモデルで評価している。しかしながら、東京電力福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、SA時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法の開発を進めている。本研究では、SA時のRPV下部ヘッドの破損部位や時間を推定するため、RPV下部ヘッドを模擬した詳細三次元モデルを作成し、溶融デブリの挙動を熱流動解析により求めるとともに、応力,歪, Kachanov、及びラーソンミラーパラメータ(LMP)に基づくクリープ損傷基準を適用した弾塑性クリープ解析による評価を行った。Kachanov及びLMPに基づく評価は、実験により求めたパラメータを用いて行った。これらの結果から、BWR下部ヘッドの破損は、破損時間には大きな差があるものの、その部位は貫通部のみであることを示した。

It is difficult to assess rupture behavior of the lower head of RPV in boiling water reactors (BWRs) due to severe accident like Fukushima Daiichi. This is because BWRs have geometrically complicated structure with a lot of penetrations, and BWR lower head is composed of various types of materials. We have developed an analysis method to predict time and location of BWRs lower head rupture considering creep damage mechanisms based on coupled analysis of three-dimensional thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. The detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes, and welds are constructed. TH analysis is performed to obtain temperature distribution in relocated debris. Using TH analysis results, structural analysis is carried out to evaluate creep damage distributions using damage criterions. Creep damage evaluation models based on Kachanov and LMP criteria are made. From comparison of damage criterions, it is shown that failure regions of BWR lower head are only penetrations under simulated conditions, although there is a large difference in failure time.