[L19-24] 軽水炉安全評価技術

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

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

^〇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。