Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactor, 5; Accident progression analysis

高温ガス炉の確率論的安全評価手法(確率論的リスク評価手法)の開発,5; 事故進展解析

本多 友貴; 佐藤 博之  ; 大橋 弘史 

Honda, Yuki; Sato, Hiroyuki; Ohashi, Hirofumi

高温ガス炉の確率論的リスク評価(PRA)手法の確立に向けて、静的機器損傷時のソースターム評価手法の開発を進めている。本論文は、構築物及び静的機器が損傷する地震に起因する公衆被ばく上重要な事象として減圧事故を想定し、ソースターム評価上重要因子となる自然循環流量及び燃料最高温度に対する(1)損傷個所(一次系配管破損、スタンドパイプ破損)、(2)緩和機能喪失(炉心冷却機能喪失、反応度制御機能喪失)の重畳の影響について実用高温ガス炉GTHTR300を対象として評価した。結果として、緩和機能喪失の重畳によりさらなる事故進展がないことを定量的に示した。これにより、高温ガス炉の特徴である安全性を活かした設計により、軽水炉と比較して事故シーケンス及びソースターム評価の簡素化が可能であることを示した。

We have been conducting a source term evaluation method development for high temperature gas-cooled reactors considering structural failures in the major components. This paper present the results of transient analysis for depressurized loss-of-forced cooling accident with ruptures of the cross cut ducts and standpipe, which may be initiated by earthquake. The sequences accounts failures of mitigation systems such as core heat removal by Vessel Cooling System (VCS) and reactor shut down by control rod systems. We will show the effect of mitigation system failure to depressurized loss-of-forced cooling accident in the view point of fuel temperature and natural circulation flow rate which is important for source term evaluation. The major findings obtained in this study showed that multiple failures in mitigation systems for a representative HTGR plant do not aggravate the accident. The result demonstrated that a simplification of event sequence analysis and source term analysis can be achieved with a design fully utilizing the safety characteristics of HTGR.