[4]IAEAベンチマーク（EBR-II LOF,ULOF Tests）

Benchmark Analyses for EBR-II LOF and ULOF Tests
Severe Accident Evaluation
Prof. Hiroyasu MOCHIZUKI
(URL) http://www.m.npes.u-fukui.ac.jp/mochizuki.html
1. Background
-21
Natural circulation tests with and without scram were
conducted using EBR-II reactor. Test results are
proposed as benchmark problems through IAEA.
The mechanism of negative reactivity insertion is
investigated using the NETFLOW++ code which has
been validated using the data measured in various
fast reactors.
The following organizations are
participating in the benchmark.
ANL (USA),Tera Power(USA),IRSN(France), IGCAR
(India), KAERI (Korea), XJTU (China), UNIPI(Italy),
KIT(Germany), PSI(Switzerland), JAEA (Japan), and
Mochizuki Lab. of Univ. Fukui, and others.
6.369
-1
3. Analysis model and conditions
●Flowrate and temperature on the secondary
side of IHX are given as boundary conditions.
●SHRT-17: Power is also boundary condition.
●Neutronic characteristics are calculated by
the ERANOS code for the SHRT-45R (1-point
kinetics and reactivities).
● Uniform geometry change of the core is
assumed in the neutronics calculation.
4. Results
5.827
IHX
Pump
Valve
Pump
5.369
4.520
2.656
[18]
[16]
1.182
[17]
9
[11]
[19]
1.867
[21]
Na:340m3
2.092
4
2.232
Leak
5
4.297
3.694
EMP
6
1.198
3
1.655
[9],[10]
-0.065
[1]～[8]
-0.078
[20]
-0.865
[14]
[15]
1
High pressure prenum
-1.304
2
Low pressure plenum
[12]
8
--1.551
[13]
[18] Equivalent pipe having full areal of sodium
[19] Equivalent pipe having half of the sodium area
[12], [13] Equivalent pipe having 1/4 of the sodium area
Fig. 2 NETFLOW++ calculation
model of the EBR-II primary
Fig. 1 Schematic of EBR-II
900
Core top (TTC-8) (Measured)
Mid core (MTC-20) (Measured)
High-pressure plenum (Measured)
Core top (Calculated)
Mid core (Calculated)
High-pressure plenum (Calculated)
850
Temperature (K)
900
0.3
Core top (TTC-2) (Measured)
Mid core (MTC-4) (Measured)
Core top (Calculated)
Mid core (Calculated)
800
0.25
800
0.2
XX10 Flowrate (Measured)
XX10 (Calculated)
750
0.15
700
0.1
650
0.05
700
600
600
0
200
400
600
800
0
200
400
600
0
800
Time (s)
Time (s)
Fig. 3 Comparison between measurement and calculation of SHRT-17 test
(Left: high power channel, Right: Stainless steel subassembly)
Table 1,2 Neutron characteristics and various reactivities analyzed by ERANOS
Delayed
neutron group
1
2
3
4
5
6
eff
Fraction (-)
Decay
constant
(1/s)
1.246870×10-2
3.062465×10-2
1.130473×10-1
3.056735×10-1
1.171473×100
3.129448×100
-
2.183285×10-4
1.458326×10-3
1.334071×10-3
2.695671×10-3
8.615698×10-4
3.063377×10-4
6.874304×10-3
Item
Doppler
Axial expansion
Radial expansion
Sodium density core only
Sodium density all
Control rod expansion
pcm/K (=10-5/K)
-0.024
-0.84
-2.10
-0.71
-1.90
0.0
3.876173×10-7 sec
Neutron life time:
50
1000
1
●Fig.3 shows a comparison between measurement
and calculation of SHRT-17 test. Good agreement is
obtained in spite of the blind calculation result.
●Table 1&2 illustrate 1-point kinetics and reactivities
calculated by the ERANOS code. The reactivity
relating control rod expansion is not evaluated.
●Fig. 4 illustrates comparison of temperature and
flowrate between measurement and calculation for
SHRT-45R. This calculation result is obtained when
Fig. 4 Comparison of temperature and flow rate in instrumented channel
the feedback of -1.26pcm/K for sodium density
for SHRT-17 test
change is used in the NETFLOW++ code. This value
is within the calculated range by the ERANOS code.
●Fig. 5 illustrates the axial temperature distribution
in XX09 instrumented channel.
●Fig. 6 shows the breakdown of reactivities in the
SHRT-45R test. The Doppler reactivity is rather
small compared to that of the usual fast reactor due
to small amount of U238 in the core. The largest
contribution is the radial expansion, and the second is
Fig. 5 Axial temperature distribution in SHRT-45 Fig.6 Reactivities in SHRT-45
the reactivity due to sodium density change.
800
700
40
30
0
200
400
600
800
0.6
20
0.4
10
0.2
0
600
0.8
XX09 (Measured)
XX09 (Calculated)
0
200
400
600
800
XX09 flowrate (kg/s)
Primary pump #2 flowrate (kg/s)
Temperature (K)
Primary pump #2 (Measured)
Primary pump #2 (Calculated)
Core top (TTC-8) (Measured)
High-pressure plenum (Measured)
Core top (Calculated)
High-pressure plenum (Calculated)
900
0
Time (s)
Time (s)
0.1
1000
0
-0.1
Pellet center at 0 s
Coolant at 0 s
Pellet center at 70 s
Coolant at 70 s
800
Reactivity ($)
Temperature (K)
900
Net reactivity
Doppler
Coolant density
Radial expansion
Axial expansion
-0.2
-0.3
-0.4
700
-0.5
600
0
0.1
0.2
0.3
0.4
Height from bottom of the core (m)
0.5
0.6
-0.6
0
200
400
600
800
Time (s)
Conclusions
XX10 flowrate (kg/s)
1000
Temperature (K)
Link 1: XX09,
Link 2: ½ D in row 1‐3
Link 3: D in row 3‐4
Link 4: D in row 5
Link 5: D in row 6‐7
Link 6: SRs and CRs
Link 7: Steel SA in row 1‐5
including XX10
Link 8: Reflector in row 7
Link 9: Outer reflector
Link 10: Blanket
[22]
7
[24]
[23]
2. Heat Removal Test at EBR-II
● Fig. 1 shows schematic of the primary
system of the EBR-II reactor. The core, pumps
and an intermediate heat exchanger (IHX) are
connected by piping, and all these components
are in a sodium tank.
●Metal fuels are loaded.
●Two kinds of tests, natural circulation (NC)
with scram (SHRT-17), and NC without scram
(SHRT-45R) were benchmark problems.
6.369
-2
H. Mochizuki, K. Muranaka, T. Asai, and W.F.H. van Rooijen, Benchmark Analyses for EBR-II
Shutdown Heat Removal Tests SHRT-17 and SHRT-45R, Nuclear Engineering and Design,
275, (2014), pp.398-407.
The thermalhydraulic calculation model of the NETFLOW++ code is verified through the calculation of the SHRT-17
test.
It is estimated that the reactivity feedback for the SHRT-45R test is caused by the geometry change of the reactor
core and sodium density change, especially by the radial expansion of the fuel, and the Doppler feedback is rather
small. Reactivity calculated by the ERANOS code is proper which traces the peak temperature behavior. When the
absolute value of the feedback of the sodium density change is tuned within the calculated range.
EBR-II炉で行われたLOFとULOF試験のベンチマーク解析
– IAEA CRPベンチマーク – 原子力シビアアクシデント評価部門【特命教授】
望月弘保
(URL) http://www.m.npes.u-fukui.ac.jp/mochizuki.html
1. 背景
-21
EBR-II高速炉を用いて、スクラム後およびスクラム無し
での自然循環熱除去試験が行われ、熱除去が達成され
たメカニズムを解析する問題がIAEAより出された。これ
までに種々の原子炉のデータを用いて検証してきた
NETFLOW++コードを用いてメカニズムを解析する。
参加している国と主な機関：
（アメリカ合衆国）アルゴンヌ国立研究所ANL、テラパ
ワー、（フランス）IRSN、（インド）インディラ・ガンジー原
子力研究センターIGCAR、（韓国）原子力研究所KAERI、
（中国）西安交通大学XJTU、（日本）原子力研究開発機
構JAEA、福井大望月研究室、（ドイツ）KIT、（イタリア）
ピサ大学、（スイス）PSI
6.369
-1
[18]
[16]
1.182
4.297
2.092
[17]
9
[11]
[19]
1.867
[21]
Na:340m3
6
1.198
3
1.655
[9],[10]
-0.065
-0.078
[1]～[8]
[20]
-0.865
[14]
[15]
1
High pressure prenum
-1.304
2
Low pressure plenum
[12]
8
--1.551
[13]
[18] Equivalent pipe having full areal of sodium
[19] Equivalent pipe having half of the sodium area
[12], [13] Equivalent pipe having 1/4 of the sodium area
図2 NETFLOW++を用いたEBR-II
1次系の解析体系
図1 EBR-IIの原子炉概要
900
0.3
Core top (TTC-2) (Measured)
Mid core (MTC-4) (Measured)
Core top (Calculated)
Mid core (Calculated)
800
0.25
800
0.2
XX10 Flowrate (Measured)
XX10 (Calculated)
750
0.15
700
0.1
650
0.05
XX10 flowrate (kg/s)
850
Temperature (K)
900
Temperature (K)
4.520
3.694
4
2.232
Leak
5
Core top (TTC-8) (Measured)
Mid core (MTC-20) (Measured)
High-pressure plenum (Measured)
Core top (Calculated)
Mid core (Calculated)
High-pressure plenum (Calculated)
700
600
0
200
400
600
800
0
200
400
600
0
800
Time (s)
Time (s)
図3 SHRT-17での計測結果と解析結果の比較（左図：高出力チャンネル、右：ス
テンレス集合体）
表1,2 ERANOSコードで解析した動特性パラメータと反応度係数
Decay
constant
(1/s)
1.246870×10-2
3.062465×10-2
1.130473×10-1
3.056735×10-1
1.171473×100
3.129448×100
-
2.183285×10-4
1.458326×10-3
1.334071×10-3
2.695671×10-3
8.615698×10-4
3.063377×10-4
6.874304×10-3
1000
pcm/K (=10-5/K)
-0.024
-0.84
-2.10
-0.71
-1.90
0.0
Item
Doppler
Axial expansion
Radial expansion
Sodium density core only
Sodium density all
Control rod expansion
3.876173×10-7 sec
Neutron life time:
50
Core top (TTC-8) (Measured)
High-pressure plenum (Measured)
Core top (Calculated)
High-pressure plenum (Calculated)
900
800
700
600
0
200
400
600
1
Primary pump #2 (Measured)
Primary pump #2 (Calculated)
Primary pump #2 flowrate (kg/s)
800
40
0.8
XX09 (Measured)
XX09 (Calculated)
30
0.6
20
0.4
10
0.2
0
0
200
400
600
800
0
Time (s)
Time (s)
図4 高出力計測チャンネルの温度と流量の計測データと解析結果の比較
0.1
1000
0
900
-0.1
Pellet center at 0 s
Coolant at 0 s
Pellet center at 70 s
Coolant at 70 s
800
Reactivity ($)
Temperature (K)
Fraction (-)
Net reactivity
Doppler
Coolant density
Radial expansion
Axial expansion
-0.2
-0.3
-0.4
700
-0.5
600
0
0.1
0.2
0.3
0.4
0.5
0.6
Height from bottom of the core (m)
-0.6
0
200
400
600
800
Time (s)
SHRT-45での炉心軸方向温度分布
図6 SHRT-45R試験での反応度の変化
H. Mochizuki, K. Muranaka, T. Asai, and W.F.H. van Rooijen, Benchmark Analyses for EBR-II
Shutdown Heat Removal Tests SHRT-17 and SHRT-45R, Nuclear Engineering and Design,
275, (2014), pp.398-407.
EBR-IIで行われた自然循環熱除去試験を解析した。LOF試験結果は、NETFLOW++コードで非常に精度よく解析できた。
EBR-IIでのULOF試験で炉心の出力が低下した原因は、ポンプ停止後の温度上昇による炉心の形状変化とナトリウム密
度の変化であることが分かった。
炉心の形状変化は、燃料下部はほとんど変化せず、上部が大きく変化するが、解析の結果、過渡時の温度分布が、下部
から上部に直線的に変化しているため、均一変化で解析した核特性が近似的に使えたと結論できる。
今後、燃料が上部ほど大きく変化した体系での核計算が必要である。
XX09 flowrate (kg/s)
Delayed
neutron group
1
2
3
4
5
6
eff
●図3にSHRT-17での高出力チャンネルとステンレ
スチャンネルの計測結果との比較を示す。解析結果
は、Blindであったが、単純な自然循環であるため、
両者は良く一致している。
●表1,2は、ERANOSコードで解析した1点動特性パ
ラメータと各種反応度係数を示している。炉心膨張に
伴う制御棒の反応度は未評価であるため、0と仮定。
●図4は、SHRT-45R試験における、高出力チャン
ネルXX09の温度と流量の計測と解析の比較を示す。
ERANOS解析結果のナトリウム密度変化を計算範
囲の-1.26pcm/Kとした時の結果である。このことに
よって、均一に炉心が膨張するとして計算した核特
性結果を用いて、プラント熱水力が評価できることが
分かった。
●図5は、炉心軸方向温度分布
●図6は、 SHRT-45R試験での反応度の割合を示し
ている。燃料にU238 が少ないため、ドプラー反応度
はほとんど無視できる程度に小さい。もっとも大きな
反応度は、燃料の計方向への膨張であり、次がナト
図5
リウムの密度変化となっている。
結論
5.369
EMP
Temperature (K)
4. 結果
Pump
2.656
600
●IHXの2次側は、流量と温度が与えられている。
●SHRT-17は、出力が時間の関数で与えられた。
●SHRT-45Rは、出力を計算しなければならない。
このため、フランスで開発されたERANOSコードを
用いて、1点動特性パラメータと反応度係数を算
出し、NETFLOW++コードで核熱水力解析を実施。
●燃料温度上昇による燃料膨張は、計方向、軸
方向とも均一と仮定した。
5.827
[24]
IHX
Pump
Valve
1000
3. 解析モデルと条件
Link 1: XX09,
Link 2: ½ D in row 1‐3
Link 3: D in row 3‐4
Link 4: D in row 5
Link 5: D in row 6‐7
Link 6: SRs and CRs
Link 7: Steel SA in row 1‐5
including XX10
Link 8: Reflector in row 7
Link 9: Outer reflector
Link 10: Blanket
[22]
7
[23]
2. EBR-II炉での過渡試験の概要
●EBR-II炉は図1に示すように、炉心とポンプ、中
間熱交換器（IHX)等の機器が配管で結合され、全
ての1次系機器がタンク内に納められている。
●炉心には、金属燃料が装荷されている。
●原子炉をスクラムして自然循環で除熱した試験、
SHRT-17とスクラムしないで自然循環で除熱した
試験SHRT-45Rが解析対象である。
6.369
-2

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