[L19-24] 軽水炉安全評価技術

[L22] PWRプラントのATWS評価へのSPARKLE-2コードの適用

（4）SPARKLE-2コードによるPWRプラントのATWS実機適用解析

^〇井村諭¹, 浅野耕司¹, 坂本光¹, 丸山雄大², 安井紳一郎³, 杉田寛幸⁴, 香川明彦⁵, 片上雄介⁵, 中西繁之⁶ (1.MHI業株式会社, 2.関西電力, 3.北海道電力株式会社, 4.九州電力, 5.四国電力株式会社, 6.原電株式会社)

キーワード：ＡＴＷＳ, 実機適用解析, ＰＷＲ, ＳＰＡＲＫＬＥ２コード

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。