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
　炉心損傷時の燃料流出によって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から数十時間の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、パイロットモデルの機能確認を行った上で、燃料ピン崩壊モデル及び制御棒吸収体モデルを追加し、運動量及び熱輸送量の相関式も大幅に変更することによって、より現実的に炉心物質の再配置過程が模擬できるようになった。平成20年度には、全炉心規模の解析が実施できる機能を追加してテスト計算を開始するとともに、既存コードとの比較によるモデルの妥当性確認も実施している。一例として、再配置過程における集合体内の炉心残留物質の移動挙動を解析し、SIMMER-IIIと比較した結果を図２に示す。一連のモデル開発によって集合体下部におけるスティールの閉塞が模擬できるようになり、集合体内へのナトリウムの非物理的な早期再流入がなくなったため、再配置過程における炉心残留物質の冷却現象がより適切に評価できるようになった。
　MUTRANは発熱量を入力としているため、物質移動によって再臨界に近づいた場合の出力変化はSIMMER-LTコードにより評価する必要がある。そこで、SIMMER-LTへのデータ引継ぎ機能の書式調査を実施し、両コード間の接続を実現する目途を得た。
２.１.２．SIMMER-LTの開発
　SIMMER-LTコードは炉心物質再配置過程において再臨界の発生する可能性のある事象推移を解析することを目的として開発しており、空間依存核動特性モデルを有するSIMMER-IIIをベースにしている。
　長時間の計算を可能にするため、これまでにコードの並列化とタイムステップ制御法の改良を実施してきたが、平成20年度には熱・物質移行モデルの簡略化を行ってテスト計算に着手した。図３はテスト計算の一例としてSCARABEE/BE+3の試験解析を実施した結果である。これにより、導入した簡略化モデルの妥当性が確認できた。また、簡略化モデルの導入によってコード内の蒸発／凝縮計算部の計算速度が約２倍に向上した。これまでの改良と併せれば、現実的な計算時間で緩慢かつ長期的な再配置課程の解析が可能になる見通しである。

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改良し、高速炉のナトリウム環境に適用できるCORCON-LMR及びVANESA-LMRを開発する必要がある。
　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、モデル改良を行ってきた。平成20年度には化学反応に着目したモデル検証を実施するとともに、後述の小規模試験（デブリを模擬した粒状熱源を投入した際のナトリウムとコンクリートの反応に対する影響を調べる試験）の事前解析も実施し、試験条件の妥当性を検討した（図４）。この解析からナトリウムの消失（粒状熱源投入による蒸発と化学反応による消費）によって反応が停止した際のコンクリート浸食量が初期のコンクリート厚み（0.115m）を超えることはなく、小規模試験の試験体が適切なものであることが確認された。
２.２.２．事象評価モデルの開発・検証用試験の実施
　上述のナトリウム・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、計４種類の試験（水素再結合試験、FP放出試験、構成成分反応試験、及び小規模試験）を計画し、順次実施している。
　ナトリウム・コンクリート反応またはデブリ・コンクリート相互作用では、コンクリート中の水分がナトリウム層またはデブリ層を通過するまでに化学反応を生じることによって、水素ガスが発生する。発生先の雰囲気中に酸素が存在する場合、発生水素の一部がナトリウムプール表面近傍で燃焼消費される。この現象（水素再結合）は高速炉事故時の水素蓄積挙動を評価する上で重要であるため、雰囲気酸素濃度をパラメータとしてナトリウムプール中に水素をバブリングさせる試験（水素再結合試験）を実施した。酸素濃度の増加に伴い水素再結合割合が増大する傾向が明らかとなり、これを反映させることによって高速炉事故時の水素挙動が格納容器の健全性に与える影響について評価精度の向上が期待できる[7]。
　上述の試験の他に、バブリング時にプールから不揮発性FPが放出される挙動を模擬物質を用いて調べる試験（FP放出試験）、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明らかにする試験（構成成分反応試験）を実施している。平成20年度には高速炉で想定されるナトリウム・コンクリート反応環境に高温の燃料デブリが及ぼす影響を明らかにする試験（小規模試験）のハード／ソフト面における諸準備を完了し、予備試験を平成21年1月から開始する。

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故過程の支配現象を摘出するとともに、類似現象に関する実験的・解析的知見を収集・整理し、データベースとして整備することが重要である。また、支配現象の摘出及びデータベースの整備にあたっては、外部有識者の知見を活用して整備手法の妥当性を検討する必要がある。
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
　起因過程及び遷移過程の支配現象をそれぞれSAS4A及びSIMMER-IIIを用いた感度解析によって摘出した。起因過程では燃料移動に伴う有意な正の反応度挿入がなく、事象進展がマイルドになることが確認された[3]。遷移過程ではJSFRの集合体に導入された内部ダクト及び制御棒案内管を通しての燃料流出が事象進展に影響を与える重要な支配因子であることが明らかになった[4]。特に制御棒案内管からの燃料流出に関しては、図５に示したように燃料流出を促進する設計対応を採ることで、遷移過程における反応度低下が確実になることが示された。

図５ 遷移過程解析における反応度と炉心残留燃料の時間変化

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
　再配置過程及び事故後冷却過程の支配現象をそれぞれMUTRAN及びDEBNETを用いた感度解析によって摘出した[5]。再配置過程では、炉心残留燃料が崩壊熱で再溶融して集合体内下部へ落下する挙動を解析し、溶融スティールと燃料の分離、燃料の再固化挙動などを支配現象として摘出した。事故後冷却過程では、燃料の堆積箇所、デブリベッド形成のタイミング、冷却系の条件等に関するパラメトリック解析を行い、各パラメータの影響をサーベイした。また、データベース整備の一環として、関連する既往知見の調査（SNLのデブリベッド試験報告等）を実施している。
iii）除熱源喪失事象
　除熱源喪失事象のプラント応答過程における支配現象の摘出を目的としてJSFRの崩壊熱除去失敗事象（PLOHS）をARGOコードによって評価するとともに、APPLOHSコードの整備を行い炉心崩壊過程の事象推移解析に着手した。前者からPLOHSの発生時刻とナトリウム膨張によるカバーガスの圧力上昇が事象推移に与える影響が大きいこと、主配管系からの放熱の影響は小さいことが明らかになった。

iv）格納容器内事象
　炉心損傷の影響が原子炉容器外へ及ぶ場合を想定し、格納容器への負荷と放射性物質移行の観点から重要となる現象の摘出を実施している。一例として、冷却材バウンダリ破損時の炉容器室におけるナトリウム蒸気の放出速度をパラメータとしたCONTAIN/LMRによる感度解析の結果[6]を図６に示す。冷却材バウンダリからナトリウム蒸気が漏出すると雰囲気中の酸素等と発熱反応を生じるため初期圧力ピークが形成されるが、その後圧力は一旦低下し、ナトリウム蒸気が持続的に放出し続けると雰囲気圧力が漸増する。解析結果より初期ピーク圧より漸増後の到達圧力の方が高い感度を有することが明らかになった。
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、支配現象摘出とデータベース整備に関するレビューを実施している。その中で指摘された次の事項を今後の研究に反映させていく。

３．今後の展望

　事業開始から約２年間にわたって当初の計画通り研究が進捗している。今後は、個別現象に応じた複数の試験解析等を通してMUTRAN及びSIMMER-LTの総合的な検証を実施して再配置過程におけ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・コンクリートの相互作用に関連する解析モデルの改良・検証を継続して格納容器内事象の評価手法を整備する。また、レベル2PSAの技術的根拠の整備に向けて支配現象の摘出と既往知見の収集・整理を進め、事象進展の方向と確率を判断するためのデータベース整備を完了する。
　本事業において開発される技術は、安全解析の評価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より高い社会的受容性を生み出すこと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] 中井良大、他19名、「高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発(5)平成19年度の研究開発の進捗」、原子力学会「2008年秋の大会」N12 (2008).

[3] 佐藤一憲、他2名、「高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発(6)炉停止失敗事象起因過程の支配因子の摘出」、原子力学会「2008年秋の大会」N13 (2008).

[4] 飛田吉春、他2名、「高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発(7)炉停止失敗事象遷移過程の支配因子の摘出」、原子力学会「2008年秋の大会」N14 (2008).

[5] 山田由美、他2名、「高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発(8)炉心物質再配置・事故後冷却過程の支配因子の摘出」、原子力学会「2008年秋の大会」N15 (2008).

[6] 大野修司、清野裕、「高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発(9)格納容器内事象の支配因子の摘出」、原子力学会「2008年秋の大会」N16 (2008).

[7] 清野裕、大野修司、「高速炉の炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発(10)格納容器内事象評価モデルの開発・検証用要素試験-水素再結合試験-」、原子力学会「2008年秋の大会」N17 (2008).