高転換型ナトリウム冷却MOX燃料中型高速炉の炉心損傷事象(ULOF)起因過程の特徴; 太径燃料ピン採用による低比出力密度炉心特性がULOF時の炉心挙動へ与える影響

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高転換型ナトリウム冷却MOX燃料中型高速炉の炉心損傷事象(ULOF)起因過程の特徴; 太径燃料ピン採用による低比出力密度炉心特性がULOF時の炉心挙動へ与える影響
• Author/Editor: 石田 政義; 川田 賢一; 丹羽 元
• Author Heading: 石田 政義; 川田 賢一; 丹羽 元
• Publication Date: 2003-07
• Publication Date (W3CDTF): 2003-07
• Alternative Title: Safety Characteristics of Mid-sized MOX Fueled Liquid Metal Reactor Core of High Converter Type in the Initiating Phase of Unprotected Loss of Flow Accident; Effects of low specific fuel power density on ULOF behavior brought by employment of large diameter fuel pins
• Periodical title: JNC TN9400 2003-059
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 実用化戦略調査研究(FS)のナトリウム冷却混合酸化物燃料高速炉のカテゴリーで設計検討が進められている高転換型炉心の炉心損傷事象(CDA)想定時の安全特性を、CDA起因過程解析コードSAS4Aを適用して検討した。CDAの代表事象として炉心冷却材流量減少時スクラム失敗事象(ULOF)を選定した。炉心の燃料体積割合を増加して高内部転換比を達成すべく、直径11.1mmの太径燃料を採用した上部ナトリウムプレナム付き炉心長1.2mの中型炉(平成13年度検討炉心、略称UPL120)は平均比出力密度(31 kW/kg-MOX)が従来大型炉心の約1/2である。ナトリウムボイド反応度価値は炉心部が6\$、上部ナトリウムプレナムが-1\$である。UPL120炉心のULOF起因過程はノミナル条件下で即発臨界を僅かに超過する出力バーストとなった。その主原因は、(a)比出力密度が従来大型炉心に比べて著しく低いため、出力上昇時の負の即応的フィードバック反応度(ドップラー及び燃料軸方向膨張反応度)による出力上昇の抑制が従来炉心に比べて弱いこと、及び、(b)炉心長が従来大型炉心の1mに比べて長尺であり、そのため炉心上端部の線出力が低くなり、その結果、比出力密度が低いことも重畳して、ボイド化燃料集合体の燃料破損後の軸方向燃料分散負反応度の挿入が1m炉心に比べて遅れることであり、そのため、未・部分沸騰燃料集合体の燃料破損に起因する速いボイド反応度挿入により即発臨界超過を起こした。この結果を踏まえて、比出力密度を約43 kW/kgまで増加し、炉心長を1m及び0.8mに短尺化した二つの高転換型中型炉心Fsm100(炉心ボイドワース5.7\$)及びFsm80(炉心ボイドワース4.9\$)が平成14年度に提案された。これらの炉心のULOF起因過程は、(a)いずれの炉心ケースともにノミナル条件下では出力バーストは即発臨界以下のマイルドな挙動となり、(b)ボイド反応度ワース及びドップラー係数の設計評価不確かさを保守側に考慮しても、即発臨界以下のマイルドな挙動となり、起因過程は遷移過程へ移行する。両炉心の比出力密度を基準ケースから34 kW/kgまで(約20\%)下げるとULOF起因過程は即発臨界超過の出力バーストとなる。これらの結果から、炉心燃料の平均比出力密度は重要な設計パラメータであり、太径燃料の採用により炉心の比出力; Safety characteristics in core disruptive accidents (CDAs) of mid-sized MOX fueled liquid metal reactor core of high converter type have been examined by using the CDA initiating phase analysis code SAS4A. The design concept of high converter type reactor core has been studied as one of options in the category of sodium-cooled reactor in Phase II of Feasibility Study on Commercialized Fast Reactor Cycle System.An unprotected loss-of-flow accident (ULOF) has been selected as a representative CDA initiator for this study. A core concept of high converter type, which employed a large diameter fuel pin of 11.1mm with 1.2m core height to get a large fuel volume fraction in the core to achieve high internal conversion ratio was proposed in JFY2001. Each fuel subassembly of the core (abbreviated here as UPL120) was provided with an upper sodium plenum directly above the core to reduce the sodium void reactivity worth. Because of the large fuel pin diameter, average specific fuel power density (31 kW/kg-MOX) of UPL120 is about one half of those of conventional large MOX cores. The reactivity worth of sodium voiding is 6\$ in the whole core, and -1\$ in the all upper plenums. Initiating phase of ULOF accident in UPL120 under the conditions of nominal design and best estimate analysis resulted in a slightly super-prompt critical power burst. The causes of the super-prompt criticality have been identified twofold: (a) the low specific fuel power density of core reduced the effectiveness of prompt negative reactivity feedback of Doppler and axial fuel expansion effects upon increase in reactor power, and (b) the longer core height compared with conventional 1m cores brought, together with the lower specific power density, a remarkable delay in insertion of negative fuel dispersion reactivity after the onset of fuel disruption in sodium voided subassembly due to the lower linear heat rating in the top portion of the core. During the delay, burst-type fuel failures in sodium un-v
• Source: /JNC-TN9400-2003-059.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2003-059.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 実用化戦略調査研究(FS)のナトリウム冷却混合酸化物燃料高速炉のカテゴリーで設計検討が進められている高転換型炉心の炉心損傷事象(CDA)想定時の安全特性を、CDA起因過程解析コードSAS4Aを適用して検討した。CDAの代表事象として炉心冷却材流量減少時スクラム失敗事象(ULOF)を選定した。炉心の燃...