財団法人 電力中央研究所

電力中央研究所 研究報告書(電力中央研究所報告)
[CRIEPI Research Report]

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研究報告書 詳細情報
[Detailed Information]

報告書番号 [Report Number]
L13006
タイトル
MAAP5.01及びMELCOR2.1を用いた軽水炉代表プラントの過酷事故解析 −BWR-5/Mark-II改良型プラントの全交流電源喪失解析の比較−
[Title]
Severe accident analysis of a representative LWR plant with MAAP5.01 and MELCOR2.1- Comparison of station blackout analysis for a BWR-5/advanced Mark-II containment type plant -
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
代表的なSA解析コードであるMAAP5.01およびMELCOR2.1の解析モデルの違いがSA時の事象進展に及ぼす影響を明らかにするため、BWR代表プラントとして選定したBWR-5/Mark-II改良型プラントを対象に、両コードを用いて「電源喪失:TBU」解析を実施した。その結果、以下のことを明らかにした。
(1)燃料の崩壊熱および被覆管や炉心支持板などの破損条件、さらに解析モデルの調整係数を両コードで可能な限り一致させた解析の結果に基づけば、事象進展の概要と燃料落下開始までの原子炉圧力容器(RPV)内の事象発生時刻は両コード間で比較的良く一致した。一方、炉心支持板破損から格納容器(PCV)破損までの事象発生時刻にはコード間で大きな差が見られたが、事故発生からPCV破損までの全時間に着目すれば、その差は16%程度と比較的近い結果となった。
(2)炉心支持板破損からPCV破損までの事象発生時刻やプラント過渡応答の差は、主に炉心内でのデブリの移行に伴う流路閉塞、下部プレナムでのデブリの微粒化と冷却、RPV下部ヘッドの破損、溶融炉心とコンクリートとの反応(MCCI)に関する解析モデルの違いに起因すると推定された。
(3)TBUシーケンスにおいて格納容器直接加熱(DCH)の発生を考慮した場合、大部分のデブリがペデスタル経由でドライウェルへと流入して熱的・機械的な負荷を与えるため、RPV破損直後にPCV破損が発生する。しかしながら、DCHの発生を考慮しない場合とは異なり、ペデスタル床と壁のコンクリートの侵食は発生せず、かつMCCIによる水素もほとんど発生しない。
[Abstract]
In order to investigate the differences in characteristics of MAAP5.01 and MELCOR2.1, which are dedicated codes to evaluate severe accident progression, severe accident analyses for a TBU sequence (station blackout with no emergency power supply and no recovery of short- and long-term A/C power) in a BWR-5/advanced Mark-II containment type plant were conducted by using the two codes.
Based on the analysis that input settings of the decay heat of fuel, the failure criteria of fuel cladding and core support plate, and zirconium – water interaction model are adjusted between these codes, the hydrodynamic response inside the reactor pressure vessel (RPV) in the early phase (until the onset of fuel relocation) of the TBU sequence is shown to be in good agreement. However, significant differences are observed in the onset timing of the major physical phenomena after the core support plate failure. It is inferred that these disagreements are primarily caused by the differences in characteristics of analytical models in each code, such as debris relocation, coolant channel blockage, entrainment and quench of the molten debris jet in water pool, failure of the RPV lower head, and molten core – concrete interaction (MCCI).
報告書年度 [Report's Fiscal Year]
2013
発行年月 [Issued Year / Month]
2014/06
報告者 [Author]

担当

氏名

所属

西村 聡

原子力技術研究所 原子炉システム安全領域

日渡 良爾

原子力技術研究所 原子炉システム安全領域

古谷 正裕

原子力技術研究所 原子炉システム安全領域

西 義久

原子力技術研究所 原子炉システム安全領域

キーワード [Keywords]
和文 英文
過酷事故 Severe accident
安全解析 Safety analysis
全交流電源喪失 Station blackout
MAAP MAAP
MELCOR MELCOR
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