高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II) : 1次冷却材漏洩事故時におけるプラント過渡応答の評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II) : 1次冷却材漏洩事故時におけるプラント過渡応答の評価
• Author/Editor: 藤井 正; 家田 芳明; 田村 政昭; 森山 正敏; 中西 征二; 谷山 洋
• Author Heading: 藤井 正; 家田 芳明; 田村 政昭; 森山 正敏; 中西 征二; 谷山 洋
• Publication Date: 1988-08
• Publication Date (W3CDTF): 1988-08
• Alternative Title: Study on the main design parameters of large scale fast breeder reactor(II); Evaluation of the plant transient behavior at the Loss of primary piping integrity accident
• Periodical title: PNC TN9410 88-131
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758$^{\circ}C$となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5$^{\circ}C$程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847$^{\circ}C$(漏洩口1†)、854$^{\circ}C$(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830$^{\circ}C$を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。; As a series of the Study on the Main Design Parameters of Large Scale Fast Breeder Reactor (II) in 1987, the transient behavior at the loss of primary piping integrity accident of the loop-type plant of the Key Technological Design Study (II) in 1985 was analyzed by the FBR system code SSC-L, and then the effects of the coolant leakage on the core coolability were evaluated. (1)In case of the leakage from a crack opening area of 1cm$^{2}$, whieh was rationalized by fracture mechanics, at the cold leg piping near the inlet nozzle of the reactor vessel, the maximum leak mass flow rate was immediately reached to 3.6kg/sec after pipe break, and the saturated leak mass flow rate was reached to 0.9kg/sec at 300sec in the pump pony motor driving condition. (2)In case of the leakage from 1cm$^{2}$ area as the originated event, with failure of the succeed of pony motor driving in two-loops due to failure of the starting of a emergency diesel generator as the single-failure criteria, the maximum cladding temperature was reached to 758$^{\circ}$C, therefore the reactor core was not damaged seriously, and the core coolability was secured sufficiently. (3)In order to compare the effects of the rationalization of crack opening area, in case of the enlargement of the leakage area from 1cm$^{2}$ to 0.25D$\cdot$t(25cm$^{2}$ in this analysis), which was assumed in prototype reactor "MONJU", the maximum cladding temperature was increased only about 5$^{\circ}$C compared with that of the 1cm$^{2}$ area. (4)Taking aim to get the setting ground of the source terms on the located evaluation, as a superposition of the obstruct condition on the core coolability, in case of the failure of the succeed of pony motor driving in three-loops except the accident loop, the maximum cladding temperature was reached to 847$^{\circ}$C (1cm$^{2}$ area), and reached to 854$^{\circ}$C (25cm$^{2}$ area) respectively, so both results were exceeded 830$^{\circ}$C, which was set up as the restriction temperat
• Source: /PNC-TN9410-88-131.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-88-131.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.: 高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル...