JP3917957B2 - 小loca安全評価方法 - Google Patents
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Description
【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
Claims (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。 - 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。
- 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。
- 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。 - 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。
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