第章

13

過渡時の炉心の応答評価

第13章

過渡期の炉心の応答評価 ● 目次

原子力システム部

上席研究員

横尾健

原燃サイクル部

主任研究員

尾形孝成

13−１

設計基準内事象時の応答評価 ……………………………………………………………………………………………10313−２

設計基準外事象時の応答評価 ……………………………………………………………………………………………104

横尾健
尾形 孝成

102

86ページに掲載
86ページに掲載

13−１

設計基準内事象時の応答評価

これまでに述べたように、金属燃料炉心の設計では、

表13-1-3

金属燃料の特長を活用するとともに、不利な点を補うた事象分類めの工夫が求められる。これらは従来からのFBR設計

金属燃料FBRの設計基準内事象の例
代表

事象Ⅱ 制御棒の異常な引抜きの考え方にほぼ沿ったものである。また、原子炉構造、原子炉保護系、１次冷却系に対しても、従来の酸化物燃事

象

過出力（TOP）型事象 流量低下（LOF）型事象 集合体事故（局所異常）

事象Ⅲ

制御棒の急速引抜き

事象Ⅳ

S2クラス地震

外部電源喪失統計的燃料要素破損

１次系ポンプ軸固着 局所流路閉塞（非発熱）
全電源喪失

局所燃料要素過熱料FBRで開発されてきた概念を適用することに問題は
1100

しても、従来からの考え方が適用できるであろう。これ1000

は、「設計基準事象＊１と呼ばれる設計の基準とする事象（表13-1-1）を頻度で分類し、各分類に対して燃料ピンの健全性に対する判断基準（表13-1-2）を設定したうえで、温度（℃）

ない。したがって、金属燃料FBRの安全性の検討に対し、現状では金属燃料ピンの破損時および溶融時の挙動

800
700

く必要がある。

被覆菅120％出力時（図10-6の⑵の時点、3σ値）（液相形成しきい値？）

600
5000.01.02.03.04.0

燃料要素中心からの半径方向距離（mm）については未解明の部分が多い。今後、これらを解明して、燃料ピンの健全性に対する判断基準を具体化してゆ120％出力時（図10-6の⑴の時点、3σ値）

900

具体的な事象を評価することによって、これらの基準が満たされることを保証する」という考え方である。ただ（燃料融点）

図13-1-1

1000MWe炉心の最大出力燃料要素の、120％過出力時における径方向温度分布

原子炉保護系などを従来と同様と想定するならば、代表的な設計基準事象も酸化物燃料FBRのものとほぼ同一例を図13-1-1 ⑴に示す。これは、前出の1000MWe２様になると考えられる。金属燃料FBRに対する設計基領域均質炉心において、制御棒の異常な引き抜きが生じ準内事象の例を表13-1-3に示す。具体的な事象の評価のた場合の最大線出力燃料ピンの温度を解析した結果である。制御棒が引き抜かれると、炉心に反応度が加わって

表13-1-1

金属燃料FBRの事象分類の考え方

炉心全体の出力が上昇し、過出力状態となる。この時の過出力値（定格時の出力を100％とした値）は、従来の酸分類

発生頻度（炉年-1）

事象Ⅰ−

事象Ⅱ〜10-2

内容

通常運転状態もんじゅの分類
通常運転

単一故障・誤動作、単一誤動作（≧１回/プラント寿命） 異常な過渡変化
事象Ⅲ 10 〜10 多数基のプラントでは発生する可能性あり
事象Ⅳ 10-4〜10-6 発生の可能性は極めて小さいが安全評価の観点から想定 事故-2-4

化物燃料炉心では一般的に115〜117%とされるが、図13-1-1で示した解析では、それより大きめの120%とした。
これは金属燃料炉心では反応度の出力係数が小さい（12-2節参照）ことを踏まえて設定したものである。図131-1から、燃料中心温度は融点以下、また、被覆管内面温表13-1-2

分類

金属燃料FBRの事象分類ごとの燃料判断基準の例
TOP型事象LOF型事象

許容燃料破損数

度も700℃以下（対応する液相侵食量１μｍ以下）であり、破損までに十分に余裕があることがわかる。設計基準内、すなわち原子炉のスクラム ＊２に成功する事象において事象Ⅱ、〜10-2（/炉年） 中心溶融なし CDF≦0.01/事象、0.1/寿命（燃料健全性確保）
事象Ⅲ、 102〜10-4

溶融許容値1＊ CDF≦0.01

数本の破損

事象Ⅳ、 104〜10-6

溶融許容値2＊ CDF≦0.3（冷却形状の維持）＊１

設計基準事象：原子力施設の安全特性や安全設備を設計するとき、事故時においても公衆の健康と安全が確保されることを示すために選ばれる、機器の破損や故障などの事象。

は、燃料の違いに起因する炉心応答の差異は小さく、燃料健全性確保のうえで大きな問題は生じないと言える。

＊２
スクラム：本編では、運転中の原子炉が異常な状態となった場合に、原子炉停止系などの安全装置によって自動的に原子炉の停止を行うことを指す。

電中研レビュー No.37● 103

13−２

設計基準外事象時の応答評価

金属燃料炉心の大きな特徴のひとつは、炉心損傷事故

1200の起因過程として代表的な事象である「異常な過渡変化
1000温度（℃）

時にスクラムに失敗する事象（ATWS：AnticipatedTransient without SCRAM）」に対する安全性向上の可能性が高いことである。ATWSに含まれる代表的な事

酸化物燃料炉心800
金属燃料炉心600

象は、制御棒が誤って引き抜かれることによる過出力型（冷却材温度）事象（UTOP：Unprotected Transient Over Power）と、400

ポンプの停止などによる冷却材流量喪失型事象

050

100

150

時間（秒）

（ULOF：Unprotected Loss of Flow）である。UTOPに対する有効な方策は、前章で述べたように、制御棒に必

図13-2-1

ULOF時の燃料平均温度の推移（1000MWe炉心）要とされる反応度を低減することによって事象の重大性を緩和することである。一方、ULOFの際に反応度フィードバック＊３＊４

冷却材への熱の伝達が良好である（12-2節参照）ために、を実現する

定格運転時の燃料温度が冷却材温度に近く、冷却材温度上で、金属燃料炉心において有利な点は、⒜運転時の燃の上昇に追随して燃料温度が上昇する。結局、燃料温度料温度が冷却材の沸点よりかなり低いこと、⒝反応度のが低下してゆく酸化物燃料炉心では正のドップラ反応度出力係数（12-2節参照）が小さいために出力補償反応度＊５＊６が少なくて済むこと、である。以下、金属燃料炉心の温度が上昇する金属燃料炉心では負のドップラ反応度がULOF時の応答について述べる。

加わって出力の低下が促進される。

のみによる受動的な炉停止が加わるために出力低下が遅れるのに対して、燃料ULOF時には、冷却材温度の上昇によって正の反応度

図13-2-2および図13-2-3には、それぞれ金属燃料およが加わるが、同時に炉心各部の熱膨張に対応して負の反び酸化物燃料の1500MWe２領域均質炉心のULOF時の応度フィードバックが生じる。後者が前者より大きい場応答解析結果を示す⑵。ここでは、ポンプ停止後10秒で合には、正味の反応度が負となって炉心の出力は低下す冷却材の流量が半減し、最終的には自然循環にいたるこる。しかし、出力の低下は流量の低下ほど速やかではなとを想定した。また、負の反応度フィードバック要因といために、冷却材の温度は上昇を続けることになる。まして炉心の径方向膨張によるものを考慮した。その他の

た、ULOF時の燃料温度の変化を、金属燃料炉心と酸化反応度フィードバック項目についても両炉心で同一とし物燃料炉心で比較して示したものが図13-2-1である。酸た。この結果によると、金属燃料炉心では上述の理由で化物燃料炉心では、出力の低下を反映して燃料温度が低正のドップラ反応度 ＊６が入らないために正味の反応度下してゆく。一方、金属燃料炉心では、燃料スラグからが十分に負となって、冷却材が沸騰することなく事象が終息に向かっている。これに対して、酸化物燃料炉心で＊３

反応度フィードバック：ある出力状態の炉心に、冷却材温度の上昇などの変化が生じた場合、それに対応して炉心の反応度（第12章の＊１参照）が変化し、炉心の出力が変化する。このように、炉心内のある変動が、反応度を介して再び炉心の出力に影響することを反応度フィードバックと呼ぶ。負の反応度が炉心に加わる（第12章の＊１参照）
場合には、負の反応度フィードバック、と呼ぶ。
＊４
受動的な炉停止：事故の際などに、制御棒などの工学的な装置にたよることなく、反応度フィードバック（＊３参照）など炉心が本来持っている性質によって、炉心の出力が安全性に問題が生じないレベルにまで下がること。
＊５
出力補償反応度：通常の炉心では、反応度の出力係数（第12章の＊５参照）が負であるため、停止状態から定格出力状態まで炉心の出力を上げた時、反応度が低下する。これを補うために制御棒によって反応度を加える必要がある。この反応度を出力補償反応度と言う。

104

はより大きな負の径方向膨張反応度が入るが、正のドップラ反応度のために正味合計が小さくなるために、出力の低下速度が十分でなく、冷却材が沸騰する。
金属燃料炉心において、ULOF時に冷却材沸騰にいたることなく受動的に炉停止を達成できる可能性は、小型炉から大型炉まで炉心の出力規模によらず、ほぼ同様にあることもわかっている。

＊６

ドップラ反応度：第12章の＊６参照

3.0

1200

1200

3.0
燃料平均温度

燃料平均温度

2.0

800
600
400

1.0
出力

2001000
冷却材ピーク温度
800

2.0
冷却材平均温度

600
400

1.0
出力

200
流量

流量
0.0
060120

180

240

0300

0.0
060

120

180
時間（秒）

時間（秒）

⒜

流量・出力・温度の時刻歴

⒜

80.0
冷却材密度

0300

流量・出力・温度の時刻歴

60.0

40.0

冷却材密度

40.0
被覆管膨張
ダクト膨張

20.0
0.0

反応度（C/）

反応度（C/）

240

80.0

60.0

燃料の伸び

-20.0

-60.0

径方向膨張
060120

被覆管膨張
ダクト膨張

20.0
0.0

燃料の伸び

-20.0

正味合計

-40.0

ドップラー
径方向膨張

正味合計

ドップラー

-40.0

-80.0

温度（℃）

冷却材平均温度

流量・出力（相対値、定格＝1.0）

1000

温度（℃）

流量・出力（相対値、定格＝1.0）

冷却材ピーク温度

180

240

300

-60.0
-80.0
060

時間（秒）

⒝

反応度バランスの時刻歴

図13-2-2 1500MWe金属燃料炉心のULOF解析結果（平衡サイクル末期、流量半減時間＝10秒）

⒝

120

180
時間（秒）

240

300

反応度バランスの時刻歴

図13-2-3 1500MWe酸化物燃料炉心のULOF解析結果（平衡サイクル末期、流量半減時間＝10秒）

電中研レビュー No.37● 105