Validation of feedback reactivity evaluation models for plant dynamics analysis code during unprotected loss of heat sink event in sodium-cooled fast reactors

ナトリウム冷却高速炉ULOHS事象を対象としたプラント動特性解析コードのフィードバック反応度評価モデルの妥当性確認

吉村 一夫; 堂田 哲広  ; 井川 健一*; 田中 正暁  ; 山野 秀将   

Yoshimura, Kazuo; Doda, Norihiro; Igawa, Kenichi*; Tanaka, Masaaki; Yamano, Hidemasa

高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。

Feedback reactivity automatically caused by radial expansion of the core is known as one of the inherent safety features in a sodium-cooled fast reactor (SFR). In order to validate the evaluation models of the reactivity feedback equipped in the in-house plant dynamics analysis code named Super-COPD, the benchmark analyses for the unprotected loss of heat sink (ULOHS) tests of BOP-302R and BOP-301 in an experimental SFR, EBR-II were conducted and the applicability of the evaluation method for the reactivity feedback was indicated during the ULOHS even, by comparing the numerical results and the experimental data.