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軽水炉シビアアクシデント時の炉外水蒸気爆発による格納容器破損確率の評価

Evaluation of containment failure probability due to ex-vessel steam explosions in LWR severe accidents

森山 清史; 高木 誠司*; 村松 健; 中村 秀夫; 丸山 結

Moriyama, Kiyofumi; Takagi, Seiji*; Muramatsu, Ken; Nakamura, Hideo; Maruyama, Yu

BWR及びPWRモデルプラントにおける炉外水蒸気爆発による格納容器破損確率を評価した。水蒸気爆発による負荷の確率分布を評価するために、ラテン超方格サンプリング(LHS)による確率論的手法を用い、その中で水蒸気爆発解析コードJASMINEを物理モデルとして使用した。評価対象はBWR Mk-II型のペデスタル及び圧力抑制プール,PWRのキャビティにおける水蒸気爆発である。水蒸気爆発により格納容器破損に至るシナリオとして、炉容器及び配管系の変位による格納容器貫通部の破損を想定した。ここで評価した条件付格納容器破損確率(CCFP)は、炉容器内溶融炉心保持の失敗,溶融炉心の水プールへの移行を妨げるものがないこと、粗混合量が最大の時点で強いトリガリングが生じることを前提条件としたものである。得られたCCFPの平均値及び中央値はBWR圧力抑制プールにつき6.4E-2(平均値)及び3.9E-2(中央値), BWRペデスタルにつき2.2E-3(平均値)及び2.8E-10(中央値), PWRにつき6.8E-2(平均値)及び1.4E-2(中央値)である。炉心損傷事象に対するCCFPには上記前提条件の発生確率を考慮する必要があり、さらに小さい値となる。なお、得られた評価結果は炉心の落下流量の範囲及び格納容器フラジリティカーブに最も強く依存し、これらはシナリオの簡略化や限られた情報により保守性と不確かさを含む。水蒸気爆発により生じる微粒子のソースタームへの寄与についても考察した。

The containment failure probability due to ex-vessel steam explosions was evaluated for BWR and PWR model plants. A stratified Monte Carlo technique (Latin Hypercube Sampling (LHS)) was applied for the evaluation of steam explosion loads, in which a steam explosion simulation code JASMINE was used as a physics model. The evaluation was made for three scenarios: a steam explosion in the pedestal area or in the suppression pool of a BWR model plant with Mark-II containment, and in the reactor cavity of a PWR model plant. The scenario connecting the generation of steam explosion loads and the containment failure was assumed to be displacement of the reactor vessel and pipings, and failure at the penetration in the containment boundary. We evaluated the conditional containment failure probability (CCFP) based on the preconditions of failure of molten core retention within the reactor vessel, relocation of the core melt into the water pool without significant interference, and a strong triggering at the time of maximum premixed mass. The obtained mean and median values of the CCPF were 6.4E-2 (mean) and 3.9E-2 (median) for the BWR suppression pool case, 2.2E-3 (mean) and 2.8E-10 (median) for the BWR pedestal case, and 6.8E-2 (mean) and 1.4E-2 (median) for the PWR cavity case. The evaluation of CCFPs on the basis of core damage needs consideration of probabilities for the above-mentioned preconditions. Thus, the CCFPs per core damage should be lower than the values given above. The specific values of the probability were most dependent on the assumed range of melt flow rate and fragility curve that involved conservatism and uncertainty due to simplified scenarios and limited information. Additionally, the source term significance of the fine particles generated by steam explosions was discussed.

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