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Development and validation of evaluation method on hypothetical total instantaneous flow blockage in sodium-cooled fast reactors and its application to a middle size SFR

仮想的燃料集合体入口瞬時完全閉塞事象の評価手法の高度化と妥当性確認及び中型炉への適用

深野 義隆

Fukano, Yoshitaka

既往研究では、SAS4Aコードを用いた仮想的燃料集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードに出力制御系モデルを追加するとともに、改良したSAS4Aコードを用いて「もんじゅ」のHTIB事象の評価を実施した。出力制御系を考慮した結果、出力領域中性子束高、または遅発中性子検出法によって原子炉は安全にシャットダウンされることを明らかにした。したがって、既往研究におけるHTIB事象の影響は流量減少時反応度抑制機能喪失事象と比較して非常に小さいという結論が本研究によって強く支持された。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した炉内試験を用いてSAS4Aコードの妥当性確認を行った。これによってSAS4AコードをHTIB事象の影響評価に適用することの妥当性がさらに高められた。

An evaluation on the consequences of a hypothetical total instantaneous flow blockage at the coolant inlet of an SA (HTIB) using SAS4A code was also performed in the past study. SAS4A code was further developed by implementing analytical model of power control system in this study. An evaluation on the consequences of HTIB in Monju by this developed SAS4A code was performed. It was clarified by the analyses considering power control system that the reactor would be safely shut down by the plant protection system triggered by either of 116 percent over power or delayed neutron detector trip signals. Therefore the conclusion in the past study that the consequences of HTIB event would be much less severe than that of unprotected loss-of-flow event was strongly supported by this study. Furthermore SAS4A code was newly validated using an in-pile experiment which simulated HTIB events. The validity of SAS4A application to safety evaluation on the consequence of HTIB was further enhanced in this study.

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