原子力システム　研究開発事業　成果報告会資料集

炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発

１．研究開発の背景とねらい

　原子炉施設で発生し得る広範囲の事故を対象として、その発生頻度と影響を定量評価する確率論的安全評価（PSA）を実施することは、原子炉施設の安全設計の妥当性を示す上で有効である。ナトリウム冷却高速炉に対してPSA を実施するためには、炉心損傷の事象進展、格納容器内での熱流動現象、及び放射性物質の移行挙動を扱うレベル２PSA に関する評価手法を整備する必要がある。
　ナトリウム冷却高速炉のレベル２PSA の技術開発において検討対象とすべき事象、及び対応する解析手法を図１に示す。この中で新たに必要なものは、①炉心物質再配置過程の評価手法の開発（解析コードMUTRAN 及びSIMMER-LT の開発）、②格納容器内事象のうちナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用とそれに伴うエアロゾル・FP 放出の評価手法の開発（解析コードCONTAIN/LMR 中のCORCON-LMR 及びVANESA-LMR モデルの開発）である。また、③レベル２PSA の現象論的イベントツリーの構築と同イベントツリーの分岐確率の設定の際に重要な技術的根拠も整備する必要がある。
　本事業では、平成18 年度〜平成21 年度の約４年間で、再臨界回避概念を取り入れた実用化戦略調査研究フェーズIIの大型ナトリウム冷却炉JSFR[1]を対象として上記①及び②の開発を行うとともに、図１に示す全事象について、対応する解析コードを用いた感度解析を実施して支配現象を摘出し、既往知見の体系的整理と併せて③の技術的根拠の整備に資することを目的とする[2]。

２．研究開発成果

２.１．炉心物質再配置に関する評価手法の開発

２.１.１．MUTRAN の開発
　炉停止失敗事象において溶融燃料が炉心外へ流出し核的停止状態に至った後の過程において、崩壊熱による低出力条件での炉心物質移動挙動を数時間〜数10 時間に至る長期間にわたって解析可能とするために、MUTRAN コードを開発中である[2,5]。
　これまでに、全炉心規模の解析が実施できるようにコードを拡張して炉心部、CRGT（制御棒案内管）、及び径ブランケットの各領域をモデル化するとともに、CRGT の破損に伴う炉心物質の流出挙動、及び炉心残留物質のリフラックス冷却挙動（炉心上部から流入するナトリウムと炉心内で生成したナトリウム蒸気の対向流による除熱形態）を適切に再現できるモデルを導入した。導入したモデルの妥当性に関しては、GEYSER 試験、EAGLE 試験等の試験解析を実施することによって検証している。MUTRAN による全炉心解析のテスト計算の一例を図２に示す。この解析では、先行する遷移過程の終状態（SIMMER-III コードによって解析的に評価）を起点として、炉心物質再配置過程における物質移行挙動を上記のコード拡張とコード改良を踏まえて検討した。図２から、CRGT の破損によって炉心内の溶融スティールと溶融燃料がCRGT 内に流出するという事象進展がMUTRAN によって解析可能になったことが確認できる。
　MUTRAN の開発は、炉心内の発熱と除熱のバランスを考慮しながら全炉心体系での物質再配置を評価できるレベルに到達した。今後は、現在実施中の総合検証（上記以外の試験解析や既存コードとの比較）を通して評価モデルの信頼性を向上させるとともに、不確かさの大きい集合体間冷却材による除熱効果をより合理的に評価する手法を検討していく。

２.１.２．SIMMER-LT の開発
　炉心物質再配置過程において再臨界に至る可能性がある事象推移を解析することを目的として、空間依存核動特性モデルを有するSIMMER-III をベースにSIMMER-LT コードを開発している[2]。
　これまでに、コードの並列化、タイムステップ制御法の改良、及び熱・物質移行モデルの簡略化を行い、数分〜数10 分の時間オーダーの事象推移が現実的な計算時間で解析できる見通しを得た。コード開発に関する検討結果の一例として、簡略化した熱・物質移行モデルを組み込んだSIMMER-LT で崩壊熱レベルにおける比較的緩慢なナトリウムの過渡蒸発／凝縮現象を解析した結果を図３に示す。SIMMER-LT（簡略化した熱・物質移行モデルである平衡蒸発／凝縮モデル採用）の結果はSIMMER-III（非平衡蒸発／凝縮モデル採用）の結果と良好に一致しており、計算負荷の大きかった熱・物質移行モデルの簡略化が適切に行われたことが確認された。

２.２．格納容器内事象に関する評価手法の開発

２.２.１．格納容器応答過程評価手法の開発・検証
　損傷炉心の炉容器内保持失敗を想定すると、ナトリウム、デブリ（炉心と構造材の混合物）、及び建屋コンクリートの相互作用によってコンクリートの浸食、可燃性ガスの発生、核分裂生成物（FP）を含むエアロゾルの放出が引き続き生じると考えられる。このため、格納容器応答解析コードCONTAIN/LMR において軽水炉用モジュールとして作成されたデブリ・コンクリート相互作用計算モデル及びデブリからのFP・エアロゾル放出計算モデルをベースとして、高速炉のナトリウム環境に適用できるCORCON-LMR 及びVANESA-LMR を開発している[2,6]。
　これまでに、軽水炉用モジュールの詳細を調査した上でナトリウム環境ゆえに必要となる事項を摘出してモデル改良（ナトリウムプール中のナトリウムと二酸化ケイ素の反応モデルの追加など）を行うとともに、改良したモデルが適切に機能していることを解析結果の詳細分析及び試験結果との比較によって検証した。また、後述する小規模試験（高温デブリがナトリウム・コンクリート反応に与える影響を解明する試験）の試験前解析を実施し、プール中の初期ナトリウム量及び投入された熱量がナトリウム・コンクリート反応の進行に与える影響を明らかにした（図４）。

２.２.２．事象評価モデルの開発・検証用試験の実施
　前述のナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用解析手法を開発するためには、ナトリウム冷却炉に特有の現象に着目した要素試験が必要である。このため、平成20〜21 年度には、小規模試験と構成成分反応試験を実施している。
　小規模試験については、コンクリートのない試験容器にナトリウムを供給し、高温デブリを模擬した加熱ヒータの出力を変化させる試験を実施した。これにより、ナトリウムプールから周囲構造材への放熱量に関するデータを取得した。
　構成成分試験（ナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用環境の構成成分の反応性を解明する試験）については、①ナトリウムと二酸化ケイ素、②ナトリウムと酸化アルミニウム、③水酸化ナトリウムと酸化アルミニウム、④ナトリウムと水酸化ナトリウムの間で発熱反応が生じていることを示唆するデータを取得するとともに、採取サンプルの分析から最も重要な反応である①の反応式を同定し、モデル改良に反映させた。

２.３．レベル２PSA のための技術的根拠の整備

　レベル２PSA の現象論的イベントツリー構築のためには、検討対象とする全事象について事象進展を支配する主要現象を摘出するとともに、事象進展を判断するための技術的根拠をデータベースとして整備することが必要である。支配現象の摘出及びデータベースの整備に関しては、外部有識者からのレビューを受けることによって妥当性を確認しながら研究を実施している。

２.３.１．支配現象の摘出とデータベースの整備
ⅰ）炉停止失敗事象における起因過程及び遷移過程
　SAS4A コードによる起因過程解析を実施して結果を分析し[3]、支配現象として高出力部での燃料分散に伴う負の反応度効果、中低出力部でのナトリウムの急激なボイド化による正の反応度効果等を摘出した。両者のバランスに着目したパラメトリック評価を実施し、冷却材最大ボイド反応度が事象進展に大きく影響することを確認した。また、これらの支配現象に関わるCABRI 試験等の情報収集と整理を実施し、レベル２PSA の技術的根拠となるデータベースを整備した。
　SIMMER-III コードによる遷移過程解析を実施して結果を分析し[4]、支配現象として内部ダクトとCRGT からの燃料流出、軸ブランケットへの燃料侵入、炉心上部分散燃料の落下等を摘出した。これらに着目したパラメトリック評価を実施し、内部ダクトからの燃料流出とそれに伴う急激な反応度低下が事象進展に大きく影響することを確認した。また、燃料流出挙動に関わるEAGLE 試験等の情報収集と整理を実施し、レベル２PSA の技術的根拠となるデータベースを整備した。

ⅱ）炉停止失敗事象における炉心物質再配置過程及び事故後冷却過程
　MUTRAN コードによる炉心物質再配置過程の感度解析とDEBNET コードによる冷却過程の感度解析を実施して結果を分析し[5]、支配現象としてリフラックス冷却による炉心位置での損傷炉心の冷却性、冷却系の逆流による受け皿上でのデブリベッドの冷却性等を摘出した。特に後者では、デブリベッドのポロシティが大きく影響することを確認した。また、炉心流出燃料の流路中での固化、デブリベッドの形成とその冷却性に関する国内外の試験結果等の情報収集と整理を実施し、データベースとして整備した。

ⅲ）除熱源喪失事象
　APPLOHS コードによる炉心崩壊過程解析を実施し[2]、その結果をSIMMER-III へ接続することによって除熱源喪失事象における再臨界挙動を評価し、支配現象として炉心燃料の崩落に伴う出力ピークの発生を摘出した。出力ピーク発生時の反応度挿入率に着目したパラメトリック評価を実施し、反応度挿入率が出力ピーク時の発生エネルギーに大きく影響することを確認した。また、炉心燃料の崩落、溶融燃料と溶融スティールの分離等の反応度挿入要因に関する既往知見の情報収集と整理を実施し、レベル２PSA の技術的根拠となるデータベースを整備した。

ⅳ）格納容器内事象
　CONTAIN/LMR コードによる格納容器内事象進展解析を実施して結果を分析し[6]、支配現象（格納容器の圧力や温度に強く影響する因子）としてナトリウム蒸気漏えい速度、溶融炉心落下時に形成されるデブリベッドの粒子径とポロシティを摘出した。特に、炉容器外に落下して形成されるデブリベッドの冷却性に関しては図５に示すような感度解析を実施し、粒子径とポロシティが、デブリベッド高さやナトリウムとデブリの接触角に比べて大きな感度を有していることを確認した。また、デブリベッドの冷却性において大きな感度を有する粒子径とポロシティに関して、既往知見の情報収集と整理を実施し、レベル２PSA の技術的根拠となるデータベースとして整備した。

２.３.２．外部有識者によるレビュー
　客観性を高めつつ研究成果をより優れたものとするため、外部有識者による委員会を組織して支配現象の摘出とデータベース整備に関するレビューを受け、その結果を研究に反映させている。これまでのレビュー結果の中で特に重要な事項は次の通りである。

１） 支配現象の摘出に際しては、プラントの設計思想を踏まえた網羅的な考察が必要であり、感度解析の評価の幅も併せて示すことが重要

２） 本研究で開発・整備された手法とデータベースに基づいて将来的に確率論的安全評価を実施し、評価結果を柔軟に設計へフィードバックさせることを念頭に置いて整備しておくことが重要

３．今後の展望

　事業開始から約３年半にわたって当初の計画通り研究が進捗している。今後は、複数の試験解析等を通してMUTRAN 及びSIMMER-LT の信頼性向上を図り、炉心物質再配置に関する評価手法の開発を完了するとともに、小規模試験の結果等を用いてナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用に関連するモデルの改良と検証を継続し、格納容器内事象に関する評価手法の整備を完了する。また、レベル２PSA の技術的根拠の整備に関しては、イベントツリーが構築できるだけの知見が集約されていることを確認し、これをもってデータベース整備の完了とする。
　本事業において開発される技術は、炉心損傷評価の信頼度を向上させるとともに、世界で初めてナトリウム冷却高速炉のレベル２PSA の体系的な標準的技術基盤を提供することを目指すものであり、ナトリウム冷却高速炉の合理的な安全確保への貢献が期待できる。

４．参考文献

[1] 日本原子力研究開発機構、「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII技術検討書−(1)原子炉プラントシステム−」、JAEA-Research 2006-042（2006）．

[2] R. Nakai, et al., “Development of Severe Accident Evaluation Technology (Level 2 PSA) for Sodium-cooled Fast Reactors (1) Overview of Evaluation Methodology Development,” Proc. ICAPP’09, 9117, Tokyo, Japan, May 10-14 (2009).

[3] I. Sato, et al., “Development of Severe Accident Evaluation Technology (Level 2 PSA) for Sodium-cooled Fast Reactors (2) Identification of Dominant Factors in the Initiating Phase of Unprotected Events,” Proc. ICAPP’09, 9132, Tokyo, Japan, May 10-14 (2009).

[4] Y. Tobita, et al., “Development of Severe Accident Evaluation Technology (Level 2 PSA) for Sodium-cooled Fast Reactors (3) Identification of Dominant Factors in the Transition Phase of Unprotected Events,” Proc. ICAPP’09, 9127, Tokyo, Japan, May 10-14 (2009).

[5] K. Koyama, et al., “Development of Severe Accident Evaluation Technology (Level 2 PSA) for Sodium-cooled Fast Reactors (4) Identification of Dominant Factors in Core Material Relocation and Heat Removal Phases,” Proc. ICAPP’09, 9126, Tokyo, Japan, May 10-14 (2009).

[6] S. Ohno, et al., “Development of Severe Accident Evaluation Technology (Level 2 PSA) for Sodium-cooled Fast Reactors (5) Identification of Dominant Factors in Ex-vessel Accident Sequences,” Proc. ICAPP’09, 9110, Tokyo, Japan, May 10-14 (2009).