Preliminary deformation analysis of the reactor vessel due to core debris accumulation onto the reactor vessel bottom for sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 山野 秀将

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 9 Pages, 2022/10

原子力機構におけるナトリウム冷却高速炉の設計では、シビアアクシデントが生じた場合に、さまざまな設計対策により損傷炉心物質を原子炉容器内で安定的に冷却する方針(炉容器内保持: IVR)をとっている。IVRに失敗する可能性は非常に低いものの、確率論的リスク評価の研究では、IVRの失敗を含むさまざまなシナリオの検討が必要となる。そこで本研究では、原子炉容器内におけるデブリの安定冷却に関わる事象スペクトルを幅広く検討するため、コアキャッチャーのスカート部にデブリが堆積する場合の原子炉容器の変形・破損挙動を、構造解析コードFNAS-STARを用いて数値的に解析した。原子炉容器の破損条件を調査する観点から、出力密度の異なる2ケースの解析を実施した。今回の想定条件下における高出力密度のケースでは、原子炉容器の温度が約1100Cに達すると原子炉容器が大幅に変形し、その破損判断基準に到達した。