INSS JOURNAL Vol . 25 2018 NT-10

143

ATWS 事象の RELAP5-3D による解析
Analysis and Evaluation for ATWS Event by RELAP5-3D
柳千裕（Chihiro Yanagi）＊1

馬場巌（Iwao Bamba）＊3

安藤伸裕（Nobuhiro Ando）＊2

児玉茂雄（Shigeo Kodama）＊3

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 -3D コードを用い，原子炉停止機能喪失（ATWS, Anticipated Transient WithoutScram）時の，炉心条件および解析条件の違いによる ATWS 緩和措置の有効性評価について検討した．起因事象は，主給水流量喪失事象および負荷喪失事象である．解析結果から，保守的な炉心条件に保守的な解析条件を設定した場合でも，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．
キーワード

加圧水型軽水炉，RELAP5-3D，ATWS，主給水流量喪失，負荷喪失

Abstract
In this study, the RELAP5-3D code with well-maintained plant information was used
to analyze the ATWS
（anticipated transient without scram）
incident for several combinationsof reactor core conditions and transient analysis conditions. The condition inﬂuences on thepredicted plant behavior were examined. The ATWS incidents analyzed occurred during aloss of main feed water accident and a loss of load. These analyses showed that these incidents
progress towards convergence without any degradation of the reactor coolant pressure boundary
under the conservative reactor core conditions and conservative transient analysis conditions.
Keywords

pressurized water reactor, RELAP5-3D, ATWS, loss of main feed water, loss of load

1. はじめにポンプを自動作動させる ATWS 緩和措置を整備することとしている．この ATWS 緩和措置に失敗し原子力安全システム研究所（以下「INSS」という）た場合には，過渡変化発生時に原子炉出力が高いま

では，熱水力解析コードを用い，best estimate のまに維持されるため，１次系が高温・高圧状態とな解析による安全管理方法の充実・提言，事故時の炉り，加圧器安全弁等からの１次冷却材の放出が継続

心健全性の評価を目的に各種事象の解析を行ってし，炉心損傷に至る可能性がある．

きた．

INSS で は， こ の ATWS 事 象 を RELAP5（Mod.

一方，実用発電用原子炉の新規制基準で要求さ3.2）を用い，ATWS 緩和措置の効果を調べる目的

れている重大事故等対策の有効性評価では，原子で解析を実施（1）してきた．本研究ではこの ATWS

炉の出力運転中に，原子炉トリップが必要な起因事象に着目し，起因事象として主給水流量喪失事象事象に原子炉停止機能喪失（ATWS, Anticipatedと負荷喪失事象を対象とした．

Transient Without Scram）が重畳した事象が重要

主給水流量喪失事象は，原子炉の出力運転中に，事故シーケンスとして新たに取り上げられている．

主給水ポンプ，復水ポンプ又は給水制御系の故障等

これに対し，電気事業者は，炉心が著しい損傷ににより，すべての蒸気発生器（SG）への給水が停至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，止し，２次系除熱量が低下する事象を想定したもの

タービントリップ，主蒸気ライン隔離及び補助給水である．

＊ 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＊ 3 （株）原子力エンジニアリング

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 NT-10144

負荷喪失事象は，原子炉の出力運転中に，蒸気負解析体系全体の定常計算を実施し，炉出力や１次冷荷の喪失と主給水の喪失が同時に起こる全主蒸気止却材平均温度（Tavg）といった主要なパラメータが弁誤閉止もしくは復水器の故障を想定したものであ目標値に収束する状況を確認した．

る．
INSS では PWR プラントタイプ別に解析を実施してきたが，ここでは３ループ炉での解析を述べる．
本論文の解析では，INSS で既にプラント情報が（2）2.2. 解析ケースと過渡解析条件
解析ケースと主要過渡解析条件を表１に示す．

を用いる

ATWS が発生するケース 1,2,3 と，レファレンスとこととし，起因事象発生時に ATWS が重なった場して ATWS が発生しないケース 4,5 を設定した．プ

合，炉心条件および解析条件の違いによるプラントラント状態は定格出力運転状態のほか，重大事故挙動への影響について検討した．

等対策の有効性評価と同じく，初期定常誤差としほぼ整備されている RELAP5-3D コード

2. 解析モデルと解析条件等
2.1. 解析対象と解析モデルて，炉心熱出力，１次冷却材温度，１次冷却材圧力 が， そ れ ぞ れ， 定 格 値 に 対 し て +2%，+2.2 ℃，+0.21MPa を考慮したケース３を設定した．また，用いる炉心条件は，実炉心と同じ最確炉心条件のほか，定格出力運転時の減速材温度係数の初期値をRELAP5-3D コードで用いるノード図の例を図１-13pcm/℃，原子炉トリップ反応度を安全解析使用に示す．図１には対象とした PWR3 ループ炉のう値である 4%Δk/k に設定した炉心条件（保守的炉心ち２ループ分のみを示す．原子炉容器部分のモデル

１）, さらにこの保守的炉心１を基にさらにドップ（3）には過去実施した解析モデルを使用した．

解析に先立ち，入力データのうち解析結果に大きな影響を与えるデータの妥当性を確認した．また，

ラ特性を 20％増しとした炉心条件（保守的炉心２）を設定した．その他の解析条件は重大事故等対策の有効性評価を参考に設定した．

図１ 対象とした PWR3 ループプラントのノード図（２ループのみ掲載，図中の番号はコンポーネント番号を示す）

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 NT-10

表１ケース

１

解析ケースと過渡解析条件
２

原子炉停止機能145

３４喪失（ATWS）

５
正常動作

プラント状態

定格定格

初期定常誤差を考慮

定格定格

用いる炉心

最確炉心

保守的炉心１

保守的炉心２

最確炉心

保守的炉心１

SG 狭域水位低設定点

7%

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

不作動

外部電源あり補助給水作動遅れ

ATWS 緩和措置作動設定点 +60s

原子炉トリップ +60 秒

３基の SG に合計 190 m3/hr

補助給水流量3. 解析結果

3.1. 各解析ケースの挙動

表２に事象のクロノロジーを示す．有効性評価で

図２から図３に，それぞれ，主給水流量喪失事象

は，主蒸気ライン隔離は，ATWS 緩和設備作動設と負荷喪失事象の炉出力，Tavg ，１次冷却材圧力，定点到達（すなわち表で原子炉トリップ信号発信）

SG2 次側保有水量の時間推移を示す．の 17 秒後とされており，補助給水は ATWS 緩和設
備作動設定点到達から 60 秒後に解析条件に示す流（1）ケース 1, 2, 3（ATWS 事象）量で注水とされている．各解析ケースについて，系

a. 起因事象が主給水流量喪失の場合主給水流量の喪失により，主給水流量と蒸気流量全体の挙動に着目して述べる．
表２（1/2） 事象のクロノロジー（起因事象：主給水流量喪失）
ケース

１２

主給水流量喪失

３４５０秒

SG 狭域水位７％到達 33 秒 33 秒 33 秒 32 秒 32 秒
原子炉トリップ信号発信

ブロック32 秒 32 秒

主蒸気隔離弁閉止50 秒 50 秒 50 秒 49 秒 49 秒

補助給水ポンプ起動93 秒 93 秒 93 秒 92 秒 92 秒にミスマッチが生じ，SG 狭域水位は低下する．時
刻約 33 秒に SG 狭域水位 7% 到達（図２（4/4）），その 17 秒後の時刻約 50 秒（ケース 1,2,3 共）に主蒸気隔離弁は閉鎖される．主蒸気隔離弁閉鎖に伴い，２次側圧力は上昇し，２次側飽和温度の上昇により，２次系除熱量は低下する．このため，１次冷却材温度（図２（2/4））及び１次冷却材圧力（図２（3/4））は上昇する．１次冷却材温度の上昇は，減速材温度上昇による負のフィードバックにより原子炉出力が低下して抑制される（図２（1/4））．１次冷却材圧力の上昇は，加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁の作

表２（2/2） 事象のクロノロジー（起因事象：負荷喪失）
ケース１２

負荷喪失

３４

動，主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁の作動，時刻５０秒

約 93 秒に起動する補助給水ポンプからの SG への注水により抑制される．

SG 狭域水位７％到達 57 秒 54 秒 50 秒 58 秒 54 秒
原子炉トリップ信号
発信

ブロック58 秒 54 秒

補助給水ポンプ起動 117秒 114秒 110秒 118秒 114秒

b. 起因事象が負荷喪失の場合
負荷喪失の起因となる主蒸気隔離弁の誤閉止に伴い，２次側圧力は上昇し，２次側飽和温度の上昇により，２次系除熱量は低下する．また，主蒸気隔離弁閉に伴い，SG2 次側上昇部のボイドが潰れ，マノINSS JOURNAL Vol . 25 2018 NT-10146

図２（1/4） 炉出力の時間推移（主給水流量喪失）

図２（3/4） １次冷却材圧力の時間推移（主給水流量喪失）

図２（2/4） Tavg の時間推移（主給水流量喪失）

図２（4/4） SG2 次側保有水量の時間推移（主給水流量喪失）

メータ効果により SG 狭域水位（図３（4/4））は急降下する．ただし，主蒸気隔離弁は閉止されている

ス２では約 110 秒，ケース３では約 100 秒）以降のことから，２次側圧力が主蒸気逃がし弁作動圧力に原子炉出力降下は，SG2 次側保有水量低下に伴う２達するまで（時刻にして約 10 秒程度まで）は，SG2次系除熱量の低下によって１次冷却材温度上昇が激次側保有水量（図３（4/4））に有意な差は見られなしくなり，これに伴い負のフィードバック効果が急

いが，２次側圧力上昇に伴う主蒸気逃がし弁及び主激に増加することによる．
１次冷却材圧力の上昇は，蒸気安全弁の作動により SG2 次側保有水量は減少

加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁の作動，主蒸気逃し，時刻約 57 秒（ケース１の場合，ケース２ではがし弁及び主蒸気安全弁の作動，時刻約 117 秒（ケー約 54 秒，ケース３では約 50 秒）に SG 狭域水位 7%ス１の場合，ケース２では約 114 秒，ケース３では到達となる．

約 110 秒）に起動する補助給水ポンプからの SG へ２次系除熱量の低下により，１次冷却材温度（図の注水により抑制される．

３（2/4））及び１次冷却材圧力（図３（3/4））は上昇する．１次冷却材温度の上昇は，減速材温度上昇（2）ケース 4, 5（起因事象単独）による負のフィードバックにより原子炉出力（図３a. 起因事象が主給水流量喪失の場合（1/4））が低下して抑制され，時刻約 120 秒（ケー

主給水流量の喪失により，主給水流量と蒸気流量

ス１の場合，ケース２では約 110 秒，ケース３ではにミスマッチが生じ，SG 狭域水位（図２（4/4））は約 100 秒）まで原子炉出力は約 70％（ケース１の低下する．時刻約 32 秒に SG 狭域水位 7% 到達，同場合，ケース２では約 78％，ケース３では約 83％）

時刻に原子炉はトリップ，蒸気加減弁及び主蒸気に維持される．時刻約 120 秒（ケース１の場合，ケー止め弁が閉鎖される．SG 狭域水位 7% 到達 17 秒後

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 NT-10147

図３（1/4） 炉出力の時間推移（負荷喪失）

図３（3/4） １次冷却材圧力の時間推移（負荷喪失）

図３（2/4） Tavg の時間推移（負荷喪失）

図３（4/4） SG2 次側保有水量の時間推移（負荷喪失）の時刻約 49 秒に主蒸気隔離弁は閉鎖され，SG 狭域
水位 7% 到達 60 秒後の時刻約 92 秒に補助給水ポンプ起動による SG への注水は開始される．原子炉トリップにより，原子炉出力（図２（1/4））は速やかに低下し，１次冷却材温度（図２（2/4））及び１次冷却材圧力（図２（3/4））の有意な上昇は見られない．

昇量より抑制される．

3.2. 健全性評価結果
表３に１次系圧力評価結果を，最高値を示した時刻とともに示す．
原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最高b. 起因事象が負荷喪失の場合
SG 狭域水位（図３（4/4））７％到達までの挙動は，秒数を除き 3.1（１）b. と同様である．SG 狭域水位
7% 到達時刻（ケース１では約 58 秒，ケース２では54 秒）に原子炉はトリップ，時刻約 118 秒（ケース４の場合，ケース５では約 114 秒）に補助給水ポン
プ起動による SG への注水は開始される．
２次系除熱量の低下により，１次冷却材温度（図３（2/4））及び１次冷却材圧力（図３（3/4））は上昇するが，原子炉トリップにより，原子炉出力（図３（1/4））は速やかに低下することから，１次冷却材温度及び１次冷却材圧力の上昇量は ATWS 時の上

表３（1/2） 各解析ケースの圧力評価結果（起因事象：主給水流量喪失）
解析ケース

１２３４５

１次系圧力
18.0
18.1
19.1
16.1
16.1の最高値@112秒 @110秒 @110秒 @ 28秒 @ 28秒（MPaG）
表３（2/2） 各解析ケースの圧力評価結果（起因事象：負荷喪失）
解析ケース

１２３４５

１次系圧力
18.0
18.1
19.1
16.7
16.7の最高値@134秒 @122秒 @120秒 @ 26秒 @ 50秒（MPaG）

INSS JOURNAL Vol . 25 2018 NT-10148

値は，ATWS 事象であるケース１から３まで，いずれも最高使用圧力の 1.2 倍（20.59MPaG）を下回っ

4. まとめ
重大事故等対策の有効性評価で取り上げられてている．
解析では，燃料被覆管温度の時間推移も出力している事故シーケンスグループ ATWS 事象に対し，おり，表４に燃料被覆管最高温度を，最高値を示しATWS 緩和措置の有効性を確認する目的で解析をた時刻とともに示す．

実施した．RELAP5-3D を用いた結果から，以下の燃料被覆管温度の最高値はいずれも 1200℃以下
表４（1/2） 各解析ケースの燃料被覆管最高温度（起因事象：主給水流量喪失）
解析ケース１２３４５

燃料被覆管 351℃ 360℃ 365℃ 347℃ 349℃
最高温度 @114秒 @112秒 @108秒 @ 24秒 @ 30秒

結論を得た．
・主給水流量喪失時または負荷喪失時にATWSが重なった場合，保守的な炉心条件や保守的な解析
条件下においても到達最高圧力は上昇するものの，圧力バウンダリの健全性は確保でき，過渡事
象は収束に向うことが確かめられ，ATWS緩和措置の有効性が解析により認められた．

表４（2/2） 各解析ケースの燃料被覆管最高温度（起因事象：負荷喪失）
解析ケース

１２３４５

燃料被覆管 350℃ 360℃ 365℃ 349℃ 353℃
最高温度 @134秒 @124秒 @118秒 @ 10秒 @ 50秒

文献（1） 柳 千 裕， 冨 合 一 夫，ATWS 事 象 の RELAP5（Mod. 3.2） に よ る 解 析，INSS JOURNAL，となり，燃料被覆管の健全性は確保出来ていることも解析により確認出来た．

3.3. 過渡解析結果の考察
評価結果から次のことが言える．
① 起因事象単独発生時に炉心の解析条件を保守的に設定しても，圧力バウンダリの健全性は確保できる（ケース４とケース５との比較）．
② 起因事象発生時にATWSとなった場合，到達最高圧力は上昇（ケース１とケース４との比較およびケース２とケース５との比較）する一方，炉心の解析条件を保守的に設定した場合（ケース１とケース２とケース３との比較）でも，圧力バウンダリの健全性は確保でき，ATWS緩和措置は有効であることを確認した．
③ 主蒸気隔離弁の動作（主給水流量喪失事象時のみ）および補助給水は，ATWS発生時に事象を収束に向かわせる有効な手段であることを確認した．

Vol.23，p.130（2016）．
（2） The RELAP5-3D Code Development Team，
RELAP5-3D Code Manual，INEL-EXT-98-00834 Revision 2.3,（2005）．
（3） 佐々木泰裕，馬場巌，前田俊哉，志水孝司，
RELAP5-3D コードを用いた主蒸気管破断事
故解析と評価，INSS JOURNAL，Vol.16，p.254（2009）．