[2J22-23] Research Reactor

[2J22] Analysis on beyond-design basis accident for a pool-type research reactor

*Takashi Tsumura¹, Nobuhiko Hirane¹, Toru Nakatsuka¹, Taisuke Yonomoto¹ (1. JAEA)

Keywords:pool-type reactor, graded approach, beyond-design basis accident, scram failure, natural circulation cooling, RELAP5

原子力施設の安全を適切な等級別扱いに基づき確保するためには、その潜在的危険性を把握し、それに応じた安全対策を行うことが重要である。潜在的危険性の把握には、確率論的リスク評価以外に、物理特性と頻度の観点から発生が否定できない厳しい事象（設計基準を大きく超える事象）を評価することが一つの方法である。ここでは、このような検討の第一段階とし、プール型試験研究炉において流量喪失時に原子炉停止が失敗する事象時の炉心冷却挙動を、RELAP5/MOD3.3コードを用いて解析した。結果は、プールが冠水される状況では、ボイド反応度を考慮しない場合でも、定格の数十パーセントの熱出力の除熱が可能であり、この場合には炉心損傷が生じないことが示された。