核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査,5; 臨界事故影響の評価手法と試解析

Research on consequence analysis method for probablilistic safety assessment of nuclear fuel facilities, 5; Evaluation method and trial evaluation of criticality accident

山根 祐一  ; 中島 健*; 阿部 仁 ; 林 芳昭*; 有澤 潤*; 早海 賢*

Yamane, Yuichi; Nakajima, Ken*; Abe, Hitoshi; Hayashi, Yoshiaki*; Arisawa, Jun*; Hayami, Satoru*

核燃料施設を対象に確率論的安全評価(PSA)手法及び基礎的データの整備も積極的に進められている。核燃料施設におけるPSA等のリスク情報を安全規制に活用するには、核燃料施設の個々の安全上の特徴を反映したPSA手法の整備及び各施設におけるリスクの評価・分析を進めることが必要であることから、「核燃料施設事故影響評価手法調査専門委員会」では、平成16年度より日本原子力研究開発機構からの委託を受けて、核燃料施設のPSA手法のうち、特に事故時の影響評価のための解析手法に重点をおいてPSAに適用可能な解析手法について調査検討を実施してきた。その成果を、総論1編及び再処理施設で想定される代表的な事象ごとにまとめた5編の技術資料としてまとめた。本技術資料では、核燃料施設の安全評価に有益な情報を提供することを目的として、簡易評価手法や一点炉動特性解析コード,準定常法などの臨界事故評価手法について調査し、その特徴についてまとめた。さらに、仮想的な臨界事故シナリオに対してこれらの手法を適用した試計算を行い、その結果を比較した。臨界事故における揮発性の核分裂生成物の移行率について調査した結果についても報告する。

A special committee of "Research on the analysis methods for accident consequence of nuclear fuel facilities (NFF)" was organized by the AESJ under the entrustment of JAEA, which aims to research on the state-of-the-art of consequence analysis method for PSA of NFF such as fuel reprocessing and fuel fabrication facilities. Its research activities were focused on the analysis method of consequence for postulated accidents with potentially large consequence, e.g. events of criticality, spill of molten glass, hydrogen explosion, boiling of radioactive solution and fire, resulting in release of radioactive material to the environment. The research results were summarized in a series of six reports. In this report, the evaluation methods of criticality accident, such as simplified methods, one-point reactor kinetics codes and quasi-static method, were investigated and their features were summarized to provide useful information for the safety evaluation of nuclear fuel facilities.