日本原子力学会 2014年春の年会

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一般セッション

III. 核分裂工学 » 304-1 伝熱・流動(エネルギー変換・輸送・貯蔵を含む)

[L19-24] 軽水炉安全評価技術

Thu. Mar 27, 2014 9:30 AM - 11:10 AM L (1号館 12D)

座長:阿部豊(筑波大)

[L22] Application of SPARKLE-2 code to the PWR ATWS analysis

(4) ATWS applicability analysis of Japanese conventional PWR by SPARKLE-2 code

Satoshi Imura1, Kohji Asano1, Hikaru Sakamoto1, Takehiro Maruyama2, Shinichiro Yasui3, Hiroyuki Sugita4, Kagawa Akihiko5, Yusuke Katakami5, Shigeyuki Nakanishi6 (1.MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD., 2.THE KANSAI ELECTRIC POWER Co.,INC., 3.HOKKAIDO ELECTRIC POWER Co.,INC., 4.KYUSHU ELECTRIC POWER Co.,INC., 5.SHIKOKU ELECTRIC POWER Co.,INC., 6.THE JAPAN ATOMIC POWER COMPANY)

Keywords:ATWS, ATWS applicability analysis, PWR, SPARKLE-2 code

安全評価指針で定められている運転時の異常な過渡変化14事象におけるATWSの代表事象は、原子炉圧力が厳しく、かつ、期待するATWS緩和設備の機能が多い主給水流量喪失である。また、主給水流量喪失以外の事象でも、いくつかの代表的な事象を選定した。その上で、代表4ループプラントに対してSPARKLE2コードを用いたATWS解析を実施した。主給水流量喪失では、1次冷却材温度上昇に伴う減速材フィードバック効果を適切に考慮したことで、圧力バウンダリの健全性が確認された。また、主給水流量喪失以外の事象でも、減速材フィードバック効果により炉心上部の出力分布が平坦化される効果を適切に考慮したこと等により、安全上の問題が無いことが確認された。