炉心損傷事象(CDA)における線源移行挙動解析モデルの整備

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 炉心損傷事象(CDA)における線源移行挙動解析モデルの整備
• Author/Editor: 遠藤 寛; 石田 政義; 吉村 健二
• Author Heading: 遠藤 寛; 石田 政義; 吉村 健二
• Publication Date: 1999-03
• Publication Date (W3CDTF): 1999-03
• Alternative Title: Preparation of the accident analysis code for source term transfer mechanisms during the core disruptive accidents (CDA); Report under the eontraet between JNC and FBEC
• Periodical title: JNC TJ9410 2001-001
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 高速増殖炉実証炉では、炉心が大型化し燃焼度が増大するため、炉内の核分裂性生物(FP)の蓄積量が増加する。また高速増殖炉(FBR)の実用化時代には、超ウラン元素(MA)の燃焼と超長半減期核分裂性生物(LLFP)の消滅処理など、FBRの多目的化が推進され炉心内のFP保有量は原型炉に比べ大幅に増加する。FP保有量の大きいこれらの将来炉において、炉心損傷事象(CDA)によるリスクを低減するためには、炉心および-次冷却系各部のFP分布を的確に把握し適切な事故管理を実施する事が重要である。このためには、CDA特有のFP移行挙動を評価出来る手法を整備し高度化することが必要である。本契約業務の目的は、上記観点から、線源移行に係わる最新の実験的知見と一次冷却系線源移行挙動解析コード(TRACER)の実機適用性検討に基づいて、実証炉及び実用炉に適合したCDA時FP移行挙動評価手法を整備すると共に、評価手法の検証方策を提案するところにある。本契約業務では、実証炉体系における代表的なCDAである炉心流量喪失時スクラム失敗事象(ULOF)の起因過程を対象として、TRACERコードの実機適用性を検討した。ここでは、事故解析コード(ARGOコード)により求めたULOF起因過程における炉心状態にTRACERコードを適用し、損傷燃料から一次系ナトリウムへのFP移行挙動を評価した。更に、一次冷却系ナトリウム、-次系構造材壁面、およびカバーガス空間などの一次冷却系各部に蓄積された揮発性および不揮発性FPの空間分配挙動の特性を評価した。これらの結果に基づいて、TRACERコードの物理モデルの必要改良項目を摘出した。現状のTRACERコードでは考慮されていないカバーガス中の輻射現象によるカバーガス昇温挙動などについては、簡易解析モデルを作成しその効果を定量化することによって今後のモデル改良の方針を明らかにした。更に、燃料損傷の非同時性の大きい大型炉心のCDA事象推移に整合した線源移行挙動解析モデルを確立する観点から、起因過程解析コードSAS4Aとの接続条件及び組み込み条件を明確にした。; The iventoly of the fission products (FPs) retained in the fuel of the demonstration Fast Breeder Reactor (FBR) will be increased due to the high burn-up capability with large-scale core size. In the commercialized FBR, the amount of FPs accumulated in the core system will be more increased because of the development of multiple utilization of FBRs for the miner actinide (MA) burning and incinerations of long-lived FPs(LLFP). In order to minimize risks due to core disruptive accidents (CDAs) and to perform effective accident managements, it is required to evaluate the distribution of FPs released from the degraded core to the primary coolant system during the CDAs. The preparation and development of the accident analysis codes, describing the FP transfer mechanisms eliminating the excess conservatisms, are thus very important. The major objective of this work is to prepare and to develop the FP transfer analysis code applicable to the primary coolant system of the demonstration and commercialized FBRs, TRACER code, based on the current experimental knowledge of the source term and on the systematic analyses of the real plant under the CDA condition. In this study, the FP tansfer analysis using TRACER code was applied to the disrupted core state and primary system of the typical demonstration FBR, where the power transient of the core was calculated for the Unprotected Loss-of Flow accident (ULOF) by employing the accident analysis code ARG0. Based on the investigations on the FP distributions along the primary coolant system including the core, hot and cold sodium pools, IHX, and cover gas space, the physical models to be improved in the TRACER code were clalified. Especially the radiation heat transfer model will be required to describe the thermal consequcnce of the cover gas space heated up by the decay heat of FPs released to the cover gas from the failed fuel through the coolant sodium. It was also emphasizd that the FP transfer models should be ...
• Source: /JNC-TJ9410-2001-001.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TJ9410-2001-001.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.: 高速増殖炉実証炉では、炉心が大型化し燃焼度が増大するため、炉内の核分裂性生物(FP)の蓄積量が増加する。また高速増殖炉(FBR)の実用化時代には、超ウラン元素(MA)の燃焼と超長半減期核分裂性生物(LLFP)の消滅処理など、FBRの多目的化が推進され炉心内のFP保有量は原型炉に比べ大幅に増加する。F...