INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 10130

ATWS 事象の RELAP5（Mod.3.2）による解析
Analysis and Evaluation for ATWS Event by RELAP5（Mod.3.2）
柳千裕（Chihiro Yanagi）＊1

冨合一夫（Ichio Tomiai）＊2

要約
この研究では，原子力安全システム研究所で既にプラント情報がほぼ整備されている
RELAP5（Mod.3.2）コードを用い，主給水流量喪失事象発生時に原子炉停止機能喪失（ATWS,Anticipated Transient Without Scram）が重なった場合について，蒸気発生器（SG）狭域水位低信号によるタービントリップと補助給水による緩和措置の効果を調べる目的で解析を実施した．解析結果から，原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性が損なわれること無く，事象は収束に向うことが分かった．また，タービントリップは，SG 除熱機能喪失前までの原子炉出力低下を促進させる効果があることがわかった．
キーワード

加圧水型軽水炉，RELAP5（Mod.3.2），ATWS，主給水流量喪失Abstract
In this study, the RELAP5（Mod.3.2）
code with well-maintained plant information
was used to analyze the ATWS
（anticipated transient without scram）
incident during a loss of
main feed water accident with the additional condition of a turbine trip and auxiliary feed-water
injection which was initiated by the steam generator（SG）
narrow range water level low signal.
The eﬀect was checked by conﬁrming the integrity of the reactor coolant pressure boundary.
These analyses showed that the turbine trip and auxiliary feed-water injection led this accident
progression towards convergence without any degradation of the reactor coolant pressure
boundary. Also, it was found that the turbine trip was eﬀective to reduce the reactor power tothe power at the time of the SG heat removal loss.
Keywords

pressurized water reactor, RELAP5（Mod.3.2）, ATWS, loss of main feed water

1. はじめにない場合には，過渡変化発生時に原子炉出力が高いままに維持されるため，一次系が高温・高圧状態と原子力安全システム研究所（以下「INSS」という）では，熱水力解析コードを用い，現実的解析による安全管理方法の充実・提言，事故時の炉心健全性の評価を目的に各種事象の解析を行ってきた．

なり，加圧器安全弁等からの漏えいが継続し，炉心損傷に至る可能性がある．
本研究ではこの ATWS 事象に着目し，起因事象として主給水流量喪失を対象とした．この起因事象

一方，実用発電用原子炉の新規制基準では，重大は，原子炉の出力運転中に，主給水ポンプ，復水ポ事故等対策の有効性評価で，原子炉の出力運転中ンプ又は給水制御系の故障等により，すべての蒸気に，原子炉トリップが必要な起因事象に原子炉停止発生器（SG）への給水が停止し，原子炉からの除機能喪失（ATWS, Anticipated Transient Without

熱能力が低下する事象を想定したものである．

Scram）が重畳した事象が重要事故シーケンスとし解析では，INSS で既にプラント情報がほぼ整備されている RELAP5（Mod.3.2）コード（1）を用いるて新たに取り上げられている．
これに対し，発電事業者は，炉心が著しい損傷にこととし，主給水流量喪失事象発生時に ATWS と至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，なった場合，ATWS 緩和措置のうちのタービントタービントリップ，主蒸気ライン隔離及び補助給水リップと補助給水の効果を把握するための解析を実ポンプを自動作動させる ATWS 緩和措置を整備す施した．

ることとしている．この ATWS 緩和措置がとられ＊ 1 （株）原子力安全システム研究所＊ 2 （株）シー ･ エス・エー ･ ジャパン

技術システム研究所

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図１131

ノード図（図中の番号はコンポーネント番号を示す）

2. 解析モデルと解析条件等

給水流量喪失事象（ケース A）に ATWS 事象が同時発生した場合（ケース B）のほか，ATWS 緩和

2.1. 解析モデル

措置のうちのタービントリップと補助給水の効果を把握するためのケース C の３ケースを設定した．

RELAP5（Mod.3.2）コードで用いるノード図の例を図１に示す．３ループ炉の場合はノード図上のB ループには２ループ分の流量を持たせ，４ループ解析対象は PWR プラントの３ループ炉を対象とした．表２に主要過渡解析条件を示す．

炉では B ループに３ループ分の流量をもたせること
表２で簡略化している．解析に先立ち，SG 狭域水位低

過渡解析条件信号によるタービントリップ制御回路の入力データ

ケースを作成するとともに，水力等価直径データ等を再整起因事象

主給水流量喪失

備し，入力データのうち解析結果に大きな影響を与定常状態定格えるデータの妥当性を確認した．また，解析体系全体の定常計算を実施し，炉出力や一次冷却材平均温度（Tavg）といった主要なパラメータが目標値に収束する状況を確認した．

2.2. 解析ケース，解析対象と過渡解析条件
解析ケースを表１に示す．基本ケースとしての主表１
ケース

解析ケース

解析ケース

A

主給水流量喪失B

主給水流量喪失＋ ATWS

C

主給水流量喪失＋ ATWS ＋ ATWS 緩和措置

A

B

SG 狭域水位低設定点
原子炉トリップ
タービンバイパス

C

9%作動

不作動（ATWS）
なし

あり

主蒸気逃がし弁作動

主蒸気安全弁作動

加圧器逃がし弁作動

加圧器安全弁作動

加圧器スプレイ

不作動

加圧器ヒータ作動

制御棒制御系

不作動

外部電源

あり

減速材温度係数（初期値）-13 pcm/℃

MD-AFWP 作動遅れ

SG 狭域水位低 +60s

MD-AFWP

３基の SG に合計 95 m3/hr

TD-AFWP 作動遅れ

SG 狭域水位低 +60s

TD-AFWP

３基の SG に合計 95 m3/hr

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 101323. 解析結果

る．時刻 19 秒に SG 給水流量低信号が発信され，原子炉がトリップし，制御棒挿入により原子炉出力は表３にクロノロジーを示す．また，各解析ケース

表３

いタービンもトリップし，SG 二次側圧力が急上昇

事象のクロノロジー（数字は秒数）

解析ケース

A

主給水流量喪失B低下し始める．その直後，時刻 22 秒に加圧器圧力が最大値 15.6 MPaG となる．原子炉トリップに伴について，系全体の挙動に着目して述べる．

すると同時に，タービンバイパス弁が開放され，主C０蒸気が復水器に導かれるが，SG 二次側水位は急減を続け，時刻 26 秒に SG 狭域水位低信号が発信され

SG 給水流量低信号

191919SG 狭域水位低263030原子炉トリップ信号発信

19−−

タービントリップ（原子炉トリップ）

19−−

タービントリップ（SG 狭域水位低 +10 秒） −−

40

タービンバイパス弁開

19−

40

主蒸気安全弁開−−54

主蒸気安全弁

閉−−

87869090主給水流量喪失により，SG 二次側水位は急減を

MD-AFWP 起動（SG 狭域水位低 +60 秒）

る．SG 狭域水位低信号発信の 60 秒後に電動補助給水ポンプ（MD-AFWP）とタービン動補助給水ポンプ（TD-AFWP）が起動し，SG 二次側に給水される．タービンバイパス弁の作動と補助給水の注入により炉心は冷却され，過渡は収束に向かう．
（2）ケース B（主給水流量喪失＋ ATWS）

TD-AFWP 起動（SG 狭域水位低 +60 秒）

869090始める．時刻 19 秒に SG 給水流量低信号が発信されECCS 信号発信（タービンバイパス弁閉）

−−

104

るが，本解析では ATWS を想定しているため，原子炉トリップ信号は発信されない．そのため炉出力3.1. 各解析ケースの挙動はほぼ定格のまま推移する．SG 二次側水位は，更に低下し，時刻 30 秒に SG 狭域水位低信号が発信さ（1）ケース A（主給水流量喪失単独）れる．SG 狭域水位低信号の 60 秒後の時刻 90 秒に

図２に炉出力と加圧器圧力の時間推移を，図３にMD-AFWP と TD-AFWP が作動し，SG 二次側水位SG 二次側水位と主蒸気圧力の時間推移を示す．主の低下は緩和される．SG 二次側水位の低下により給水流量喪失により，SG 二次側水位は低下し始め

SG での除熱能力が減少するので Tavg が上昇し，一次系保有水が体積膨張し始める．このため，一次系保有水は加圧器へ流入し，加圧器水位が上昇し，蒸気空間が圧縮されて原子炉圧力が高まる．また，Tavg 上昇は減速材密度減少による負の反応度効果を増加させて炉出力の低下とホットレグ内での沸騰を引き起こす．この沸騰に起因して，時刻 161 秒にボイドの巻き込みにより一次冷却材ポンプがトリップし，一次冷却材流量は低下して自然循環流に移行する．時刻 88 秒に加圧器逃がし弁が，時刻 93 秒に加

図２

炉出力と加圧器圧力の時間推移（ケース A）

圧器安全弁が開くものの，原子炉圧力は上昇を続ける．時刻 99 秒から加圧器水位は満水状態となる．
しかしその後，炉出力の低下と SG の除熱により，原子炉圧力は時刻 109 秒に 21.4 MPaG まで上昇した
後，下降に転じる．
（3）ケース C（主給水流量喪失＋ ATWS ＋ ATWS 緩和措置）
SG 狭域水位低信号が発信されるまでは，ケースB と同じである．

図３

SG 二次側水位と主蒸気圧力の時間推移（ケース A）

時刻 40 秒にタービントリップ及びタービンバイ

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 10133パス弁の開放が起こる．タービントリップにより，主蒸気流量が急減して，SG 二次側圧力が上昇することで SG 伝熱量が減少するため，一次系保有水からの除熱が減り，Tavg の上昇を引き起こし，更に減
速材密度減少に伴う負の反応度添加によって炉出力が低下する．その後，炉出力の低下に伴って，ドップラ反応度が増加し減速材反応度とバランスするため，炉出力の低下は時刻 95 秒で止まる．一方，SG二次側水位の低下に伴い，SG 伝熱量が急減するた
め，Tavg は更に上昇し始める．Tavg 上昇に伴い減速

図４

炉出力と加圧器圧力の時間推移（ケース B，C）

材反応度効果を介して炉出力が低下し，SG 伝熱量が炉出力を上回るため，時刻 116 秒に原子炉最高圧力は 19.8 MPaG に達した後，Tavg は低下に転じる．SG 狭域水位低信号の 60 秒後の時刻 90 秒に MDAFWP と TD-AFWP が起動し，SG 二次側に給水される．続いて主蒸気流量高信号と主蒸気圧力低信号の同時発信により，時刻 104 秒に安全注入（SI）信号が発信され，タービンバイパス弁が閉鎖される．
主蒸気安全弁の動作および主蒸気逃し弁の間欠的な開閉による蒸気放出と補助給水の注入により，過渡

図５ SG 二次側水位と主蒸気圧力の時間推移（ケースB，C）

ケース C のタービントリップは，主蒸気圧力の上は収束に向かう．

昇を引き起こす（図５の黒色点線）．主蒸気圧力の3.2. 原子炉圧力評価結果

上昇は，Tavg と SG 二次側保有水との温度を接近させ，一次系からの除熱能力を早期に悪化させる．主表４に原子炉圧力評価結果を示す．ケース B は給水流量を喪失しているため，ケース B とケース C事故時の判断基準圧力（最高使用圧力の 1.2 倍であ共に，SG 二次側水位が急峻に低下することで，一る 20.59 MPaG）を上回る結果であったが，ケース次系からの除熱能力の喪失が早まる．ケース C では

C では事故時の判断基準圧力を下回る結果であり，主蒸気圧力の上昇に伴う SG 伝熱量の減少により主ATWS 緩和設備による効果が見られた．

蒸気圧力が高めに推移するものの，除熱能力の喪失はケース B と同様に起こる．除熱能力の喪失により，3.3. 過渡解析条件の影響評価

Tavg は急激に上昇し，一次系冷却材の体積膨張によって加圧器水位は上昇し，加圧器圧力も増加する．

表４

各解析ケースの原子炉圧力評価結果

除熱能力の悪化・喪失は，Tavg 上昇を引き起こし，

解析ケースABC

その結果，減速材密度フィードバック反応度を増加

原子炉最高圧力（MPaG）

15.6

21.4

19.8

させ，炉出力（図４の実線）の急激な低下を引き起こす．ケース C では除熱能力の悪化と喪失による，
ケース B では除熱能力の喪失による炉出力の低下が3.1 節の結果から，タービントリップと補助給水見られる．特に，除熱能力の喪失は，一次系内に発の効果をケース B とケース C との比較により考察

熱が急速に蓄積されて，Tavg の急激な上昇を引き起する．図４には炉出力と加圧器圧力の時間推移を，こすため，除熱能力の喪失開始時（SG 二次側水位

図５には SG 二次側水位と主蒸気圧力の時間推移をがほぼゼロになる時刻を言い，ケース B と C とも時示す．

刻約 90 秒）の炉出力の値が過渡事象を如何に収束させるかにおいて重要と考えられる．
除熱能力の喪失開始時の炉出力は，ケース B では
約 2,500 MW，ケース C では約 2,000 MW，加圧器

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 10134

圧力がピークとなる時点（ケース B：時刻 109 秒，

文献

ケース C：時刻 116 秒）での炉出力はケース B とケー
ス C とも約 1,000 MW である．
この結果から，ケース B では約 1,500 MW，ケー
ス C では約 1,000 MW の発熱が一次系内に蓄積される結果となったため，原子炉最高圧力の評価でケース B が，ケース C を上回ったと考えられる．
以上の検討から，主給水流量喪失時には SG 除熱能力の喪失を回避できないため，SG 除熱能力の喪失前までに如何に炉出力を低下させるかがポイントとなる．
タービントリップにより，主蒸気流量が急減して，SG 二次側圧力が上昇することで SG 伝熱量が減少するため，SG 除熱能力が悪化し，その結果，Tavg が上昇し，負の減速材温度係数によりケース C の炉出力がケース B に比べ早く低下する．つまり，タービントリップは，炉出力を低下させる効果があり，ATWS 時には有効であることを確認できた．

4. まとめ新規制基準で取り上げられている事故シーケンス
グループ ATWS 事象に対し，ATWS 緩和措置のうちのタービントリップと補助給水の効果を把握する目的で解析を実施した．RELAP5（MOD3.2）を用いた結果から，以下の結論を得た．
① 主給水流量喪失時に原子炉トリップ信号が発信されない，いわゆる ATWS が発生した場
合，SG 水位低信号による早期のタービントリップと補助給水により，原子炉冷却材圧
力バウンダリの健全性が損なわれること無く，過渡事象は収束に向うことが確かめられた．
② 主給水流量喪失時には SG 除熱能力の喪失を回避できないため，SG 除熱能力の喪失前までに如何に炉出力を低下させるかが，過渡事象を如何に収束させるかにおいてポイントとなる．タービントリップは SG 除熱能力を悪化させ，その結果，Tavg が上昇し，負の減速材温度係数により炉出力を低下させる効果があり，ATWS 発生時にはこのタービントリップが有効であることを確認できた．

（1） The RELAP5 Code Development Team,RELAP5/MOD3 Code Manual, INEL95/0174,（1995）．