高速増殖原型炉「もんじゅ」HCDA解析: SIMMER-IIコードによる炉心崩壊後の膨張過程予備解析

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高速増殖原型炉「もんじゅ」HCDA解析: SIMMER-IIコードによる炉心崩壊後の膨張過程予備解析
• Author/Editor: 福田 護; 須田 直英; 長谷部 武; 杉本 大輔
• Author Heading: 福田 護; 須田 直英; 長谷部 武; 杉本 大輔
• Publication Date: 1982-03
• Publication Date (W3CDTF): 1982-03
• Alternative Title: Preliminary MONJU postdisassembly analysis by the SIMMER-II code
• Periodical title: PNC TN941 82-55
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): SIMMER―2コードを用い,「もんじゅ」仮想的炉心崩壊事故(HCDA)の炉心膨脹過程の予備解析を行なった。SIMMER―2コードは炉心崩壊後の現実的な初期条件と形状を用いて,実際に起り得る個々の物理的現象を現実的に解析し,液体ナトリウムスラグが原子炉容器ヘッドに衝突する際のエネルギーを算出できる。本報告は大きく2つに分けられる。1つは簡単化された初期条件を用いた炉心膨脹過程解析のパラメータ・サーベイであり,本過程の進展にとって重要なパラメータが明らかにされる。もう1つは現在,動燃大洗工学センターで行なわれているSAS3D/VENUSコードを用いた「もんじゅ」の起因事故及び炉心崩壊事故解析結果を用いたSIMMER―2コードによる炉心膨脹過程解析である。SAS3D/VENUSによる解析結果を用いるにあたっては,「もんじゅ」体系で最も大きな仕事エネルギーを放出したケースを選び,「もんじゅ」がHCDAで放出する最大エネルギーをSIMMER―2で評価する事を試みた。主な結果は以下の通りである。完全にボイド化されたFPガスプレナム,上部軸ブランケット及び炉心を想定する限り,「もんじゅ」の炉心崩壊後の膨脹過程で発生する運動エネルギーの最大は高々10MJである。(炉心膨脹過程を燃料蒸気の等エントロピ-膨脹仮定した場合には,1気圧までの膨脹で最大992MJである。)炉心の初期燃料平均温度が同じでも,温度ピーキングが大きいと運動エネルギーが大きくなる。炉心,上部軸ブランケット及びFPガスプレナム部が完全にボイド化し,炉心下部がスティールで詰ってしまった場合には激しいFCIは生じない。液体燃料が炉心から上方向へ押し上げられる量は炉心の燃料の平均温度の関数であり,5,000Kの炉心平均温度の場合には炉心の液体燃料のかなりの量が整流格子を通り抜け液体ナトリウムプール部に流出し,一方4,500Kでは液体燃料はせいぜいFPガスプレナム部半ばまでしか押し上げられず炉心部に液体燃料が相当残る事になる。炉心に存在する液体スティールの温度が高くなると,液体燃料から液体スティールヘの熱伝達が押えられ炉心圧力が高く維持される。これが運動エネルギーに及ぼす影響は10\%程度である。炉心,上部軸ブランケット及びFPガスプレナム部に液体ナトリウムを満たすと,激しいFCIのために4; The postdisassembly expansion phase of the Hypothetical Core Disruptive Accident (HCDA) in the MONJU reactor was analyzed by using the SIMMER-II code. Hitherto, the isentropic expansion of fuel vapor has been assumed after the core disassembly phase to estimate the system work energy following a postulated energetic disassembly. Recently, the SIMMER code was applied to analyze che postdisassembly expansion phase for the Clinch River Breeder Reactor (CRBR), and it was shown that the system work energy as a result of an HCDA was remarkably reduced compared with the isentropic expansion. The SIMMER code has attracted attension in the field of postdisassembly expansion analysis because of this possibility of work energy reduction. SIMMER-II was installed at PNC, the O-arai Engineering Center, in May 1980, and has been operational since November 1980. This report is divided into two parts. The first deals with the parameter survey based on the study of the MONJU postdisassembly expansion under simplified initial conditions by Kondo and Aizawa at Los Alamos National Laboratory. The other is based on the results of the initiating phase and of the core disassembly phase analyses by the SAS 3D and VENUS-PM codes, performed at PNC. In the latter, we adopted two cases which yielded largest system kinetic energy in the MONJU system, and we estimated the maximum energy released in the MONJU HCDA by using the SIMMER-II code. The main results obtained are shown below. (1)The maximum system kinetic energy released during the postdisassembly phase of the MONJU HCDA is at most 10 MJ when the active core, upper axial blanket and fission gas plenum are all voided at the initial state. (The maximum system work energy associated with isentropic expansion of the fuel vapor to 1 atm is 992 MJ.) (2)Under the same initial average core fuel temperature, a higher peaking factor of temperature distribution causes a larger system kinetic energy. For example, for temperature ...
• Source: /PNC-TN941-82-55.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN941-82-55.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.: SIMMER―2コードを用い,「もんじゅ」仮想的炉心崩壊事故(HCDA)の炉心膨脹過程の予備解析を行なった。SIMMER―2コードは炉心崩壊後の現実的な初期条件と形状を用いて,実際に起り得る個々の物理的現象を現実的に解析し,液体ナトリウムスラグが原子炉容器ヘッドに衝突する際のエネルギーを算出できる。...