Analysis methodologies for the evaluation of ATWS accident on SFR in JAEA; Mechanical consequences during expansion phase of the accident

SFRのATWS事故を評価するJAEAの解析手法; 事故の膨張過程における機械的影響

小野田 雄一 ; 飛田 吉春; 岡野 靖

Onoda, Yuichi; Tobita, Yoshiharu; Okano, Yasushi

日本原子力研究開発機構(JAEA)におけるナトリウム冷却高速炉の炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事故の評価のための解析手法を、事故の膨張段階における機械的影響に焦点を当てて概略を説明する。JAEAでは、エナジェティクス評価のための解析手法を開発し、解析プロセスを次の3つに分けている:1)発生した熱を機械的エネルギーに変換するSIMMERコードを用いた解析、2)AUTODYNコードを用いた原子炉容器の構造応答解析、及び3)遮へいプラグ間の間隙から上部遮へいの上方に放出されるナトリウム量のPLUGコードを用いた解析。AUTODYNによる構造応答解析の入力として、SIMMERの計算により得られた、ガス(燃料,スティール蒸気及び核分裂ガス)と溶融炉心物質の混合物からなるCDA気泡の圧力-体積関係が使用される。PLUGの入力には、SIMMERの計算により得られた上部遮へい下面に作用する圧力履歴を使用する。これらの解析コードは、各計算の結果に大きな影響を与える支配的な現象の解析を通じて妥当性を確認している。これらJAEAが開発した解析手法を原子炉体系の解析に適用し、その適用性を確認した。

The analysis methodologies for the evaluation of unprotected loss of flow accident on sodium-cooled fast reactor in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) are briefly explained focusing on the mechanical consequences during expansion phase of the accident. JAEA developed the analysis methodologies for the evaluation of energetics and divided the analysis process into following three: 1) analysis of converting the heat generated into the mechanical energy with SIMMER code, 2) analysis of the structural response of the reactor vessel with AUTODYN code, and 3) analysis of the amount of sodium ejected onto the top shield through the gaps between shield plugs with PLUG code. Pressure-volume relation of the CDA bubble, which is the mixture of gas (fuel, steel vapor and fission gas) and molten core material, obtained by SIMMER calculation is used as the input for structural response analysis with AUTODYN. Pressure history exerted on the lower surface of the top shield obtained by SIMMER calculation is used as the input for PLUG. These analysis codes are validated by simulating the dominant phenomena that significantly affect the results in each calculation. We applied these analysis methodologies developed by JAEA to the reactor case analyses and confirmed their applicability.