多次元二流体モデルコードACE-3Dの改良と受動的余熱除去系水プール内熱流動解析への適用

大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇

JAERI-Data/Code 99-038, 108 Pages, 1999/08

JAERI-Data-Code-99-038.pdf:5.2MB

受動的安全機器設計を行ううえで重要な二相自然対流現象を詳細に解析するツールを整備するため、報告者が開発した多次元二流体モデルコードACE-3Dを改良した。改良版では、乱流熱流束モデルと熱構造体との連成解析機能を追加し、相変化を伴う熱的に非平衡な流れの解析及び外部との熱交換を伴う体系の解析を可能とした。蒸気が水プール中へ噴出する蒸気噴流の実験データを取得し、そのデータを用いて改良機能を検証した。日本原子力研究所で設計された受動的安全炉JPSRの余熱除去系水プール内の熱流動解析へ適用し、同プールの除熱性能を検討した。その結果、改良したACE-3Dコードにより水プール内の二相自然対流現象を精度よく予測できること、並びにJPSR余熱除去プールの除熱性能の高いことを確認した。

Application of PSA methodology to design improvement of JAERI passive safety reactor (JPSR)

岩村 公道; 新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.316 - 326, 1996/04

https://doi.org/10.3327/jnst.33.316

確率論的安全評価(PSA)の手法を原研型受動的安全炉JPSRの設計改良の妥当性評価に適用した。起因事象としては、大破断LOCA、中破断LOCA、小破断LOCA、SGTR、主蒸気管破断、外部電源喪失、主給水喪失及びその他過渡事象の8事象を選定し、安全システム機能喪失確率はフォールトツリー解析により求めた。その結果、炉心損傷頻度は旧設計よりも大幅に改善され、現行PWR以下となった。これは発生頻度の高いNon-LOCA事象に起因する炉心損傷頻度が、加圧器水位上昇により作動するNon-LOCA用余熱除去系の追加により、3桁以上低下したためである。LOCA事象に起因する炉心損傷頻度は旧設計と同程度であり、炉心補給水系統の削減によっても安全性は損なわれないことが確認できた。感度解析の結果、機能喪失確率及び共通原因故障の不確定性を考慮しても十分な安定余裕が確保できることが分かった。