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軽水炉シビアアクシデント時ソースタームの不確実さ評価

Uncertainty evaluation of source terms under severe accident conditions at LWRs

石川 淳 ; 村松 健; 渡邉 憲夫

Ishikawa, Jun; Muramatsu, Ken; Watanabe, Norio

確率論的安全評価(PSA)の結果は、原子力の安全規制,アクシデントマネージメント,防護対策そして安全目標などさまざまな分野に使用されている。しかしながら、PSAの結果には不確実さが存在しており、内在する不確実さの定量化がPSA研究において重要性を増している。本研究では、国内ではほとんど公開されていないソースタームの不確実さについて、シビアアクシデント解析コード用いた評価手順を構築し、それをMark-II格納容器型BWRプラントのソースターム評価に適用した。評価では、発生頻度の観点から支配的な格納容器が過圧破損に至るシナリオを対象に、シビアアクシデント解析コードTHALES2コードを用いてソースタームの不確実さ評価を実施し、各シナリオに対する環境へのFPの放出開始時刻,環境へのFPの放出割合,支配的となるパラメータなどの不確実さ情報を得た。支配的なパラメータは、事故シナリオにより異なるが、格納容器の破損圧,FP放出率(炉内又は炉外)、そして格納容器又は建屋での沈着がソースタームに大きく影響する。

The probabilistic safety assessment(PSA) results can be used for decision making in various areas including risk informed regulation, accident management, off-site emergency planning, and safety goal. Since there exist uncertainties in PSA results, uncertainty evaluation is one of the most important issues in PSA. This paper describes an approach to evaluation of uncertainties in source terms. We proposed a procedure of uncertainty evaluation for source terms by the use of severe accident analysis code THALES2 and applied this procedure to the evaluation of source terms for BWR-5/Mark-II plant. Source terms analysis was performed with THALES2 for containment overpressure failure scenarios involving core damage. From this analysis, uncertainty information of source terms, such as the timing of fission products (FPs) release to the environment and released fraction of FPs. As well, the dominant parameters for individual scenarios were identified: containment failure pressure, in-vessel and/or ex-vessel FP release rate, deposition of aerosols in the containment and reactor building.

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