大型高速増殖炉要素技術設計研究(II) :ナトリウム燃焼解析

森井 正*; 姫野 嘉昭

PNC TN9410 86-066, 27 Pages, 1986/06

PNC-TN9410-86-066.pdf:3.68MB

大型高速増殖炉の非耐圧格納施設に関する設計研究の一環として、ナトリウム燃焼解析を実施し、一次冷却材漏洩事故時の事故室雰囲気圧力、ライナ鋼板を始めとするライナ周囲の温度およびナトリウム燃焼量(事故時の放射性物質放出量を支配する)などの評価を行った。主な事故想定は以下の通り。想定破損箇所 1次主冷却系ホットレグ配管 想定破損孔断面積 1 †コンクリート冷却系 事故直前までの作動、事故後に停止。 解析では「もんじゅ」のナトリウム燃焼解析に使用したASSCOPSコードを用い、次の結果を得た。 雰囲気最高圧力 0.029㎏/†G(0.5時間後) 全ナトリウム燃焼量 1.5ton(全漏洩ナトリウムの約3%) コンクリート最高温度 140(100時間後) これらの結果から、事故室の雰囲気圧力上昇については、上昇値はわずかで、原子炉定格運転中の雰囲気温度平均値が440500と非常に高いことが有利に作用していること、ライナ鋼板等の温度は「もんじゅ」安全設計値と比べて低いこと、などが明らかになった。しかし、ライナ鋼板直下のコンクリート温度は、温度上昇が100を越えコンクリート水の放出に起こることが推定された。このため、今後この放出水の評価を適切に行う必要がある。本研究は、大型高速増殖炉に関する要素技術設計研究(2)の一環として行ったものである。