原子力システム研究開発事業及び原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ　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

　原子炉施設で想定される事故の発生頻度と影響を定量的に評価することは、原子炉施設の安全性を示す上で効果的である。現行の許認可制度では決定論をベースとした安全評価を行っているが、事象推移評価の不確かさを考慮し、炉心損傷時に放射性物質の放散に至るシーケンスも対象とした安全評価を実施するには、確率論的安全評価（レベル２PSA）に関する技術基盤の整備が必要である。本事業では、ナトリウム冷却高速炉のレベル２PSAで考慮すべき事象の全範囲に対応した評価手法の整備を目的として、１）炉心物質再配置に関する評価手法、及び２）格納容器内事象に関する評価手法を開発・検証した。また、事象進展を支配する主要現象を感度解析によって摘出するとともに、事象進展の方向性を判断するための関連知見を収集・整理し、３）レベル２PSAのイベントツリーを構築・定量化するための技術的根拠を整備した（図１）。

２．研究開発成果

１）炉心物質再配置に関する評価手法の開発

　炉停止失敗事象初期（起因過程及び遷移過程）の燃料移動によって損傷炉心が未臨界に至った後の過程（炉心物質再配置過程）を対象として、長期的な物質移行挙動を評価するため、MUTRANコード（数時間〜数10時間オーダーで全般的な事象推移を評価）とSIMMER-LTコード（数分〜数10分オーダーで再臨界の可能性が生じた場合の事象推移を評価）の開発と検証を実施した。
①MUTRANの開発と検証
　以下により、MURTRANは崩壊熱による低出力条件の損傷炉心において熱バランスを考慮しながら、全炉心体系における一連の炉心物質再配置挙動を評価できるレベルに到達した（図２）。

• 燃料ピン形状の模擬、相間の運動量・熱交換、及び炉心残留物質のリフラックス冷却等に関わるモデルを導入し、制御棒案内管（CRGT）破損に伴う流出挙動の解析を実現
• EAGLE試験（CRGT溶融破損試験）等の解析及び既存コードとの比較によりモデルを検証

②SIMMER-LTの開発と検証
　以下により、SIMMER-LTは損傷炉心の反応度変化を考慮しながら、一連の炉心物質再配置挙動を現実的な計算時間で評価できるレベルに到達した。

• SIMMER-III（遷移過程における数秒オーダーの炉心挙動と臨界性を評価するコード）をベースとして、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実施し、再配置過程の長期的挙動が現実的な時間で解析できるように計算速度を高速化
• KNS37ピン試験（ナトリウム沸騰試験）等の解析及び既存コードとの比較によりモデルを検証

１）のまとめ

　損傷炉心物質の長期的な移行挙動を評価するためMUTRANとSIMMER-LTを開発し、試験解析等を通してモデルの妥当性を検証した。両コードの併用により、再臨界の可能性を伴う長期的な炉心物質再配置挙動が評価できることも確認した（図３）。これらにより、従来は系統的な解析手法が確立されていなかった炉心物質再配置について、一連の事象推移を評価できる手法が整備された。

２）格納容器内事象に関する評価手法の開発

　損傷炉心物質によって原子炉容器が溶融貫通し放射性物質の放散に至るシーケンスを想定して、格納容器内で生じる事象をナトリウム冷却高速炉特有の現象を踏まえて評価するため、CONTAIN/LMRコードのモデル改良と検証を実施した。また、これらに必要な試験データを各種の要素試験から取得した（図４）。
①格納容器応答過程評価手法の開発・検証
　以下により、CONTAIN/LMRはナトリウム冷却高速炉の格納容器内事象で重要な水素発生量を適切に評価できるレベルに到達した。

• 模擬FP放出試験と水素再結合試験の結果を踏まえ、CONTAIN/LMRの入力条件（保持係数や水素結合割合）を策定
• 構成成分試験の結果を踏まえ、ナトリウムに関連する化学反応モデルをCONTAIN/LMRに導入
• 小規模試験（ナトリウム-コンクリート反応試験）の試験解析を実施し、導入した化学反応モデルの妥当性を確認（図５）

②事象評価モデルの開発・検証用試験の実施 　以下において取得した知見を前項①におけるCONTAIN/LMRのモデル改良と検証に反映させた。

• 模擬FP放出試験及び水素再結合試験により、ナトリウムプール燃焼面におけるFP放出と水素消費に関する基礎データを取得
• 構成成分試験により、ナトリウム-デブリ-コンクリート環境におけるコンクリート主成分とナトリウム（または水酸化ナトリウム）との反応性を解明
• 小規模試験により、ナトリウム-コンクリート反応に対するデブリ熱量とコンクリート組成の影響を把握

２）のまとめ

　ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器が溶融貫通した場合の事象を評価するためCONTAIN/LMRに新たな化学反応モデルを導入するとともに、検証用試験を実施してモデルの妥当性を確認した。これらにより、格納容器内で発生する一連の事象推移を連続的に評価できる手法が整備された。

３）レベル２PSAのための技術的根拠の整備

　開発・整備した手法によって炉停止失敗事象の各過程（起因過程、遷移過程、炉心物質再配置過程、事故後冷却過程）、除熱源喪失事象、及び格納容器内事象の感度解析を実施し、事象進展を支配する主要現象を摘出した。また、関連知見を収集・整理してイベントツリーを構築・定量化するための技術的根拠をデータベース化し、その妥当性を外部有識者によるレビューで確認した。
①支配現象の摘出及びデータベースの整備

• レベル２PSAで考慮すべき全事象に対して感度解析を実施し、支配現象を摘出（図６は遷移過程における支配現象の摘出例で、再臨界回避に対する内部ダクト^[1]の有効性も同時に確認）
• 支配現象の摘出を踏まえてイベントツリーを構築し、関連知見（既往の試験データ及び解析評価結果等）を事象進展の判断根拠としてデータベース化^[2]（図７はイベントツリー構築例で、内部ダクトの破損に関連する支配因子をEAGLE試験結果等と対応付けてデータベース化）

②外部有識者によるレビュー

• 支配現象の摘出及びデータベースの整備について、軽水炉または高速炉のレベル２PSA/シビアアクシデント研究分野の外部専門家によるレビューを実施
• イベントツリーの分岐項目と収集・整理した関連知見が明確に対応付けられていることを確認

３）のまとめ

　解析コードによる感度解析を実施して事象進展を支配する主要現象を摘出するとともに、イベントツリーを構築するための関連知見をデータベース化した。本研究で実施した技術的根拠の整備により、レベル２PSAのイベントツリーを構築・定量化できるだけの知見が集約された。

３．今後の展望

　採択時において計画立案した目標は予定通り達成し、レベル２PSAのイベントツリーを構築・定量化するための評価手法の開発とデータベースの整備が完了した。今後は、実用ナトリウム冷却高速炉における設計の具体化を反映させてイベントツリーの分岐確率を定量化する予定である。

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 Level 2 PSA Methodology for Sodium-Cooled Fast Reactors, (1) Overview of Evaluation Technology Development,” Proc. NUTHOS-8, N8P0095, Shanghai, China, Oct. 10-14（2010）．