[L19-24] 軽水炉安全評価技術

[L19] Application of SPARKLE-2 code to the PWR ATWS analysis

(1) General description of PWR ATWS and ATWS analysis method

^〇Takehiro Maruyama¹, Shinichiro Yasui², Hiroyuki Sugita³, Akihiko Kagawa⁴, Yusuke Katakami⁴, Shigeyuki Nakanishi⁵, Satoshi Imura⁶, Kohji Asano⁶, Hikaru Sakamoto⁶ (1.THE KANSAI ELECTRIC POWER Co.,INC., 2.HOKKAIDO ELECTRIC POWER Co.,INC., 3.KYUSHU ELECTRIC POWER Co.,INC., 4.SHIKOKU ELECTRIC POWER Co.,INC., 5.THE JAPAN ATOMIC POWER COMPANY, 6.MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD.)

Keywords:ATWS, PWR, ATWS analysis method

原子力規制委員会が対応を要求しているＡＴＷＳとは、運転時の異常な過渡変化において原子炉トリップに失敗し、燃料損傷及び原子炉冷却材圧力バウンダリの破損に至る可能性がある事象である。ＡＴＷＳ発生時の短期的な事象収束は、減速材フィードバック効果によるため、過渡時の炉内冷却材密度、燃料温度変化に伴う反応度特性を適切に模擬できる３次元核熱結合コードＳＰＡＲＫＬＥ―２を適用した。これにより、ＡＴＷＳ発生時の炉心燃料及びプラント挙動を適切に評価することができる。