Preliminary criticality analysis for a damaged reactor core

損傷した原子炉炉心の予備臨界解析

Nguyen, H.; 須山 賢也

Nguyen, H.; Suyama, Kenya

異なるシナリオにおける損傷炉心の臨界特性を理解することは、将来の臨界事故を防止するために不可欠である。本研究では、JENDL-5ライブラリを用いたSerpentコードを用いて、異なる事故シナリオにおけるPWR炉心の予備的検討を行った。炉心構成は、VERA炉心物理ベンチマークに記載されているワッツバー1号炉をベースとした。損傷した炉心は、燃料集合体の異なる層をそれぞれ冷却材、ボイド、均質なデブリに置き換えて模擬した。その結果、破損集合体の数、破損燃料の交換材料、燃料濃縮度、冷却材中のホウ素濃度、冷却材と燃料の温度などのさまざまなパラメータがシステムの臨界特性に及ぼす影響を示した。

The understanding of the criticality characteristics of a damaged reactor core in different scenarios is essential for the prevention of future criticality accidents. In this study, a preliminary investigation of PWR cores in different accident scenarios was performed using the Serpent code with the JENDL-5 library. The core configuration was based on the Watts Bar Unit 1 reactor described in the VERA Core Physics Benchmark. The damaged core was simulated by replacing different layers of fuel assemblies with coolant, voids, and homogeneous debris, respectively. The results show the effect of various parameters such as the number of damaged assemblies, replacement material of damaged fuel, fuel enrichment, boron concentration on the coolant, and the temperatures of coolant and fuel on the criticality characteristics of the system.