(57)【要約】【課題】次世代炉において小ＬＯＣＡ事象の評価を行うことができる小ＬＯＣＡ安全評価方法を提供すること。【解決手段】炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の安全評価方法であって、解析コードを用いて小ＬＯＣＡ時の安全性を評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法において、前記解析コードは、１次系内における非凝縮性ガスの分布を計算することを特徴とする。【選択図】      図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の小ＬＯＣＡ時の安全性を、解析コードを用いて評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法であって、
前記解析コードは、１次系内における非凝縮性ガスの分布を計算することを特徴とする小ＬＯＣＡ安全評価方法。
【請求項２】
前記解析コードは、さらに非凝縮性ガスの１次冷却材への溶け込みおよび気相への溶出を計算することを特徴とする請求項１に記載の小ＬＯＣＡ安全評価方法。
【請求項３】
前記解析コードは、さらに非凝縮性ガスの伝熱管蓄積量およびその蓄積量に応じた１次冷却材の自然循環量を計算することを特徴とする請求項１または２に記載の小ＬＯＣＡ安全評価方法。
【請求項４】
炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の小ＬＯＣＡ時の安全性を、解析コードを用いて評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法であって、
前記解析コードは、サイフォンブレイク現象により循環が停止した伝熱管本数を、１次冷却材への非凝縮性ガス流入量と１次冷却材圧力とに応じて求めることを特徴とする小ＬＯＣＡ安全評価方法。
【請求項５】
炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の小ＬＯＣＡ時の安全性を、解析コードを用いて評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法であって、
前記解析コードとして、非凝縮性ガス量とＳＧ除熱量との関係が組み込まれたコードを用いることを特徴とする小ＬＯＣＡ安全評価方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の安全評価方法であって、解析コードを用いて小ＬＯＣＡ時の安全性を評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図６は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）プラントの原子炉格納容器の内部構成を示す断面図である。
加圧水型原子炉の原子炉格納容器（ＣＶ＝Ｃｏｎｔａｉｎｅｒ  Ｖｅｓｓｅｌ）１には、原子炉圧力容器２が備えられている。原子炉圧力容器２は、その内部が加圧器３によって加圧されており、更に、多数の燃料集合体（図示せず）が装荷されてなる炉心４が構成されている。炉心４は、燃料集合体に含まれる核分裂性物質の核分裂によって発生する熱によって発熱するが、１次系５内をポンプ６によって循環される軽水である１次冷却水（１次冷却材）によって冷却される。
【０００３】
この１次冷却水は炉心４の熱を奪って自身は加熱されるが、蒸気発生器（ＳＧ）７において、２次系８内を循環する軽水である２次冷却水（２次冷却材）によって冷却される。一方、２次冷却水は蒸気発生器（ＳＧ）７において１次冷却水から熱を奪って自身は蒸気となり、図示しないタービン設備に、タービン回転用の蒸気として利用される。
【０００４】
ＣＲＤＭ９は、制御棒駆動機構（Ｃｏｎｔｒｏｌ  Ｒｏｄ  Ｄｒｉｖｅ  Ｍｅｃｈａｎｉｓｍ）の略であり、炉心４の出力を調整する場合には、中性子を吸収する物質を含んでなる制御棒（図示せず）を、原子炉圧力容器２の上部側から炉心４に挿入したり、逆に、挿入している制御棒（図示せず）を上部側へ引抜くための機構である。
【０００５】
燃料集合体に含まれる核分裂性物質は、ウランの酸化物（ＵＯ２）又はプルトニウムの酸化物（ＰｕＯ２）を混合して焼結した燃料ペレットを、ジルカロイなどの被覆管の中に多数封入して上下を端栓にて密閉した燃料棒を、複数本正方格子状に束ねてなる。
【０００６】
小規模の冷却水喪失事故（以下、小ＬＯＣＡという。ＬＯＣＡ＝Ｌｏｓｓ−Ｏｆ−Ｃｏｏｌａｎｔ  Ａｃｃｉｄｅｎｔ）時に１次冷却水が減少した場合の安全装置として、１次系に水を供給するための蓄圧器１０と、高圧注入系１１と、低圧注入系１２とが設けられている。高圧注入系１１および低圧注入系１２にはポンプ１３が設けられている。そして、小ＬＯＣＡが発生した場合には、蓄圧器１０、高圧注入系１１と、低圧注入系１２から原子炉圧力容器２に水が供給され、炉心４が水で覆われる。更に、原子炉格納容器１には、格納容器スプレー系１４が設けられており、ポンプ１５によって昇圧された水が、スプレー１６から、原子炉格納容器１の内部へと噴霧されることによって原子炉格納容器１の内部が冷却される。
ここで、上記のように安全装置を作動させる条件を検出するため、原子炉の安全評価を規定のコードにより行っている。
【０００７】
コードを用いた安全評価は図７の評価フローに沿って行われる。まずステップＳＴ１においてプラント機器のデータ（プラントの形状／熱流動条件、安全系の作動条件、破断条件等）を入力し、ステップＳＴ２において１次冷却水の流動条件等に基づいた所定の小ＬＯＣＡ評価コードを用いた解析を行う。そしてステップＳＴ３にて解析結果の評価（得られた燃料棒の温度、ＣＶへのエネルギー放出量が許容値か否か）を行う。さらにステップＳＴ４において、安全の確認またはプラント機器仕様の変更を行う。ステップＳＴ３における評価の結果、許容値を超える場合は安全系の条件を変更して再度解析評価を実施する。
【０００８】
【特許文献１】
特開２０００−３１４７９３号公報
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
上記のように現状のＰＷＲプラントでは小ＬＯＣＡ時においては崩壊熱除去をＣＶスプレイで実施するシステムとなっている。一方、現在開発が進められている次世代炉（ＡＰＷＲ＋）においては蒸気発生器（ＳＧ）を除熱源として崩壊熱除去をするシステムとなっている。ポンプ等は駆動源を必要とするが、ＳＧを用いて冷却材を自然循環させれば駆動源が必要なくなるため、緊急時により確実性の高いシステムとすることができる。具体的には、小ＬＯＣＡが発生すると２次系の減圧弁（図８の符号１６参照）を開として２次系の温度圧力を低下させる。１次冷却水はＳＧ内で２次冷却水によって除熱される。ＳＧは縦型であって、除熱された１次冷却水は炉心との間で自然循環する。このように、１次系と２次系の温度差からＳＧを用いて炉心の崩壊熱除去が可能となる。その際、１次系循環ポンプ６が停止していることから、炉心の崩壊熱をＳＧまで運ぶ１次冷却水を確実に自然循環させることが重要となる。
【００１０】
本発明者らは、１次冷却水の自然循環を阻害する要因として、１次系が４０ａｔａ以下で蓄圧器１０からの注水に含まれる非凝縮性ガス（窒素ガス）に着目した。図８はＣＶ内部の概略図である。符号１５は蒸気発生器７が有する伝熱管である。例えば１次系５を構成する配管に破断が生じ、破断流及び２次系の減圧弁により１次系５の圧力が下がると、１次系５の矢印の流れで示すように蓄圧器１０から１次系に非凝縮性ガスを含んだ水が流入する。また、減圧もしくは炉心崩壊熱により冷却水が蒸発し、水に溶け込んでいるガスが気相へ溶出する。その結果、図の符号Ｇのように非凝縮性ガスがＳＧ伝熱管１５のＵ字管部に蓄積し、サイフォンブレイク現象により自然循環が停止する可能性がある。一方、従来のＰＷＲプラントの安全概念では、小ＬＯＣＡ時に蒸気発生器を活用した自然循環による崩壊熱の除去には期待していないため、安全解析において非凝縮性ガスの影響の評価を行う必要はなかった。つまり、図７のように非凝縮性ガスのモデルの入っていないコードを用いて安全解析を行っている。
【００１１】
本発明は上記事情に鑑みて成されたものであり、次世代炉において小ＬＯＣＡ事象の評価を行うことができる小ＬＯＣＡ安全評価方法を提供することを目的とする。
【００１２】
【課題を解決するための手段】
本発明においては、上記課題を解決するために以下の手段を採用した。
請求項１に記載の発明は、炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の小ＬＯＣＡ時の安全性を、解析コードを用いて評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法であって、前記解析コードは、１次系内における非凝縮性ガスの分布を計算することを特徴とする。
【００１３】
この発明においては、伝熱管に運ばれる非凝縮性ガスの量を定量的に求めることができる。したがって、伝熱管に非凝縮性ガスが蓄積することによりサイフォンブレイク現象が発生するが、これによって低下する１次冷却材の循環量を求めることができる。
【００１４】
請求項２に記載の発明は、請求項１に記載の小ＬＯＣＡ安全評価方法において、前記解析コードは、さらに非凝縮性ガスの１次冷却材への溶け込みおよび気相への溶出を計算することを特徴とする。
【００１５】
この発明においては、１次系内で流動する非凝縮性ガスの量をより精緻に求めることができる。
【００１６】
請求項３に記載の発明は、請求項１または２に記載の小ＬＯＣＡ安全評価方法において、前記解析コードは、さらに非凝縮性ガスの伝熱管蓄積量およびその蓄積量に応じた１次冷却材の自然循環量を計算することを特徴とする。
【００１７】
この発明においては、非凝縮性ガスの伝熱管への蓄積量から、１次冷却材の循環流量を精緻に計算できるため、１次冷却材の循環量の変動によって生ずるＳＧでの除熱量を精度良く求めることが可能となる。
【００１８】
請求項４に記載の発明は、炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の小ＬＯＣＡ時の安全性を、解析コードを用いて評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法であって、前記解析コードは、サイフォンブレイク現象により循環が停止した伝熱管本数を、１次冷却材への非凝縮性ガス流入量と１次冷却材圧力とに応じて求めることを特徴とする。
【００１９】
本発明においては、１次系に対する非凝縮性ガスの流入量と１次系圧力の関係から流動の停止した伝熱管本数を求める。流動の停止した伝熱管本数がわかれば自然循環流量の低下がわかる。従来のコードを改良して１次系における非凝縮性ガスの分布を計算可能とするには大幅な改変が必要である。しかし本発明では従来のコードを大幅に改変することなく流動の停止した伝熱管本数を求めるコードとすることで、ＳＧ除熱量の精緻な算出が可能となる。
【００２０】
請求項５に記載の発明は、炉心で加熱された１次冷却材が蒸気発生器の伝熱管を介して２次冷却材を加熱する加圧水型原子炉の小ＬＯＣＡ時の安全性を、解析コードを用いて評価する小ＬＯＣＡ安全評価方法であって、前記解析コードとして、非凝縮性ガス量とＳＧ除熱量との関係が組み込まれたコードを用いることを特徴とする。
【００２１】
従来のコードを１次系における非凝縮性ガスの分布を計算可能とするには大幅な改変が必要である。しかし本発明では従来のコードを大幅に改変することなく非凝縮性ガス量からＳＧ除熱量を求めるコードとすることで、ＳＧ除熱量の精緻な算出が可能となる。
【００２２】
【発明の実施の形態】
次に、本発明の各実施形態について図面を参照して説明する。なお、ＰＷＲプラントの概略構成については従来技術と同一であるから同一の符号を用いて説明を省略する。
＜第１実施形態＞
図１は本実施形態の小ＬＯＣＡ評価方法に用いられる評価部の概略構成を示したブロック図である。図において符号２０は所定の解析コードが組み込まれた解析・評価部であり、プラント機器データが入力される。符号２１は解析・評価部２０の計算結果を表示する表示部である。解析・評価部２０に組み込まれた解析コードとしては、１次系５の中で非凝縮性ガスの分布を求めるためのコードを用いる。さらには、非凝縮性ガスの１次冷却水に対する溶け込みおよび気相への溶出が取り扱えることが望ましい。
コードを用いた評価は、図２の評価フローに沿って実行される。まず図２のステップＳＴ１においてプラント機器データ（プラントの形状／熱流動条件、安全系の作動条件、破断条件、炉心４の温度、ＣＶ１の水没までの時間等）が解析・評価部２０に入力される。次いでステップＳＴ２にて、解析・評価部２０がＬＯＣＡ解析を行う。
解析・評価部２０でさらに解析の結果得られた燃料棒の温度、ＣＶ１へのエネルギー放出量が許容値以下か否かを判定する。
例えば、ＳＧ７の伝熱管１５に蓄積する非凝縮性ガス量が多ければサイフォンブレイク現象によって１次冷却材の循環量が低下し、ＳＧ７での除熱量（ＳＧ除熱量）が低下して炉心の除熱量が不十分となる。
このようにして算出したプラント機器の評価結果を表示部２１にてアウトプットし、小ＬＯＣＡ時の安全の確認または必要であればプラント機器仕様の変更を行い、再度解析評価を実施する。
【００２３】
このように、本実施形態によれば非凝縮性ガスがＳＧ７に運ばれる量を定量的に求めることが可能となる。ＳＧ７の伝熱管１５に非凝縮性ガスが蓄積することによりサイフォンブレイク現象が発生するが、本実施形態によればこれによって低下する１次冷却材の循環量を求めることができる。したがって、これによるＳＧ除熱量を精緻に評価することが可能となり、安全機器の最適化が図れる。
さらに、非凝縮性ガスの水への溶け込みおよび気相への溶出が取り扱える場合は、非凝縮性ガスの分布をより詳細に検証することができるから、より精緻にＳＧ除熱量を求めることができる。
【００２４】
＜第２実施形態＞
次に第２実施形態について説明するが、上記第１実施形態と同一の構成については同一の符号を用い、その説明を省略する。
本実施形態の解析フローを図３に示した。本実施形態では、解析・評価部２０に組み込まれた解析コードとしては、解析コードとして上記第１実施形態に加えて非凝縮性ガスの伝熱管１５蓄積量およびその蓄積量に応じて１次冷却材の自然循環量を精度よく計算できるコードを用いる。そして図３のステップＳＴ２において、上記第１実施形態の評価に加えて伝熱管１５への非凝縮性ガスの蓄積量およびその蓄積量に応じた自然循環量を評価する。
上記第１実施形態ではＳＧに運ばれる非凝縮性ガス量を定量的に求めているが、本実施形態では、循環流量の変動によって生ずるＳＧでの除熱量を精緻に計算できる。したがって本実施形態ではＳＧでの除熱量を精緻に評価することができ、安全機器の最適化が図れる。
【００２５】
＜第３実施形態＞
次に第３実施形態について説明するが、上記第１実施形態と同一の構成については同一の符号を用い、その説明を省略する。
本実施形態の評価フローを図４に示した。本実施形態においては、解析・評価部２０に組み込まれた解析コードとして、１次系５への非凝縮性ガス流入量および１次系５の圧力の影響によって発生するサイフォンブレイク現象により循環が停止した伝熱管１５の本数が求まるコードを用いる。伝熱管１５に蓄積する非凝縮性ガスの体積は１次系圧力に応じて異なることからこれを実験等から検討し、モデルを作成して本解析コードを求める。
そして図４のステップＳＴ２において、上記第１実施形態の評価にかえてサイフォンブレイク現象により循環が停止した伝熱管１５の本数を求める。
【００２６】
従来のコードを改良して１次系に５おける非凝縮性ガスの分布を計算可能とするには大幅な改変が必要である。しかし本実施形態では従来のコードを大幅に改変することなく流動の停止した伝熱管本数を求めるコードとすることで、１次冷却水の自然循環流量を算出することができる。したがってＳＧ除熱量の精緻な評価を簡便に行うことが可能となり、安全機器の最適化が図れる。
【００２７】
＜第４実施形態＞
次に第３実施形態について説明するが、上記第１実施形態と同一の構成については同一の符号を用い、その説明を省略する。
本実施形態の評価フローを図５に示した。本実施形態においては、解析・評価部２０に組み込まれた解析コードとして、１次系５への非凝縮性ガス流入量とＳＧ除熱量の関係が組み込まれたコードを用いる。この非凝縮性ガス流入量とＳＧ除熱量の関係は、あらかじめ実験により算出してあり、コードとして組み込まれたものである。
そして図５のステップＳＴ２において、上記第１実施形態の評価にかえて非凝縮性ガス量とＳＧ除熱量の関係を評価する。
【００２８】
従来のコードを１次系５における非凝縮性ガスの分布を計算可能とするには大幅な改変が必要である。しかし本実施形態では従来のコードを大幅に改変することなく非凝縮性ガス量からＳＧ除熱量を求めるコードとする。したがってＳＧ除熱量の精緻な評価をさらに簡便に行うことが可能となり、安全機器の最適化が図れる。
【００２９】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、非凝縮性ガスの影響を考慮した精緻な評価が可能となるから、小ＬＯＣＡ事象の評価を行うことができ、安全機器の最適化を図ることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施形態に用いられる評価部の概略構成を示したブロック図である。
【図２】本発明の第１実施形態において行われるコード解析のフローである。
【図３】本発明の第２実施形態において行われるコード解析のフローである。
【図４】本発明の第３実施形態において行われるコード解析のフローである。
【図５】本発明の第４実施形態において行われるコード解析のフローである。
【図６】加圧水型原子炉の原子炉格納容器の内部構成を示す断面図である。
【図７】加圧水型原子炉の安全評価の際の評価フローである。
【図８】原子炉格納容器内部の概略図である。
【符号の説明】
１  原子炉格納容器（ＣＶ）
５  １次系
７  蒸気発生器
８  ２次系
２０  解析・評価部
２１  表示部
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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