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深野 義隆; 石田 真也; 久保 重信
IAEA-TECDOC-2079, p.163 - 175, 2025/01
The SAS4A code has been developed and used for the analyses of initiating phase including those for licensing of sodium-cooled fast reactors (SFRs) in Japan. The SAS4A code had been originally developed in the Argonne National Laboratory (ANL) in U.S. for analysis of initiating phase during severe accident. It was further developed and improved for oxide fuels in cooperation with the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and European research institutes, including the addition of new models based on the findings from the in-pile CABRI test. In recent years, the phenomena identification and ranking table (PIRT) method has been applied to select important phenomena to be verified for unprotected loss-of-flow (ULOF) and unprotected transient overpower (UTOP) in a medium-sized SFR. Through these studies, 16 and 14 physical phenomena were extracted for ULOF and UTOP respectively. Then 10 and 8 key important phenomena respectively were identified through the ranking of extracted phenomena. Furthermore, validation test matrix was created for the extracted important phenomena, and validation was conducted according to the validation test matrix. These studies further improved the validity and reliability of the SAS4A code. The SAS4A code has been used in a lot of severe accident analyses and licensing of SFRs. Examples of the evaluation of ULOF event for a medium-sized SFR showed the prompt criticality was avoided in the initiating phase and total reactivity remained negative at the time of the wrapper tube melting that was the application limit of SAS4A. Compared to previous evaluations, the present SAS4A calculations show that the elimination of mechanical energy release due to prompt criticality during initiating phase is possible even under conservative conditions due to the reduction of excess uncertainty. The paper describes the status of development and application of SAS4A code in JAEA and the future research plan.
小野田 雄一; 飛田 吉春; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.215 - 225, 2025/00
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。
飛田 吉春; 田上 浩孝; 石田 真也; 小野田 雄一; 曽我部 丞司; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.72 - 84, 2025/00
高速炉の炉心は最大反応度配置ではないため、仮想的な炉心損傷事故が発生すると、炉心物質配置の変化により即発臨界に至る可能性があり、それに伴うエネルギー発生は高速炉安全上の課題の一つとなっており、事故で発生するエネルギーの影響を緩和・抑制するための適切な方策が求められている。これらの緩和策の効果を評価するため、高速炉のATWSにおける事象推移やエネルギー発生挙動を解析する一連の計算コードが、原子力機構の国際協力のもとで開発・整備・改良されてきた。事象推移を支配する重要な物理現象は、事故の進行に伴い変化するため、事故解析では事故全体をいくつかのフェーズに分け、各フェーズにおける事象推移を解析するための専用の解析手法を用意している。本稿では、これらの解析手法の構成と概要について述べる。これらの解析手法を我が国の許認可手続きにおける原子炉安全評価に適用する際の検証アプローチの代表例として、事故時のエネルギー発生を解析するうえで重要な炉心物質の移動と原子炉出力を解析するコードSIMMERの原子炉解析への適用性を確認する検証試験を紹介する。SIMMERコードの検証研究により、SIMMERの原子炉解析への適用性を確認するとともに、原子炉解析においてその不確かさの影響を確認すべき重要な現象が認識された。
