確率論的安全評価手法GSRW-PSAによる地層処分システムの不確かさ解析; パラメータ不確かさ及び天然バリアの概念モデル不確かさの検討

武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Research 2002-014, 20 Pages, 2002/07

JAERI-Research-2002-014.pdf:1.37MB

地層処分の安全評価に伴う不確かさのうち、パラメータ不確かさとモデル不確かさに起因した影響評価を目的として、確率論的評価手法(GSRW-PSA)の開発を行った。不確かさの影響評価に先立ち、人工バリア及び天然バリア中の核種移行評価モデルに関して決定論的なベンチマーク計算を行い、評価コードの特性・適用性を明らかにした。次に、GSRW-PSAを用いて、HLW処分の重要核種であるCs-135及びSe-79を対象とした人工バリア及び天然バリアに関するパラメータ不確かさ解析を行った。さらに、天然バリアにおける地質媒体の概念化の違いとして、多孔質媒体と亀裂性媒体による近似モデルを想定し、概念化の違いによる影響の評価を実施した。

Simulation code SAFE for analyzing transient solvent extraction behavior

前田 充; 藤根 幸雄; 矢野 肇*; 山上 純夫*

Transactions of the American Nuclear Society, 66, p.78 - 80, 1992/11

運転時の異常な過渡変化事象の解析に利用するため、新しい抽出工程過渡事象解析コードSAFEの整備を行った。本コードの主な特徴は、現実的評価を可能とする精密なモデルを採用すると共に、パルスカラムとミキサセトラなど型式の異なる抽出器を複数組み合わせた抽出システムにおける工程状態の動的変化を解析する機能にある。解析可能な状態量は、抽出器内における濃度分布、流動状態分布及び温度分布である。パルスカラムのモデルについては、工学規模の環状バッフルプレートカラムによる流動特性試験の結果を利用した。また、同装置で得られた異常及び過渡時における流動及び抽出特徴の試験結果と計算結果とを比較することによりコード機能の検証を行った。計算結果と試験結果は良い一致を示し、改良が必要だが、SAFEコードが複雑な過渡時抽出挙動を正確に予測できる高い可能性を有することを確認した。

Accident analyses for a double-flat-core type HCLWR

大久保 努; 岩村 公道; 末村 高幸*; 平賀 富士夫*; 村尾 良夫

Transactions of the American Nuclear Society, 62, p.662 - 663, 1990/11

原研で提案している扁平二重炉心型高転換軽水炉の熱水力設計の一環として事故解析を実施した。そのなかから、大破断LOCAとATWSの結果をまとめた。大破断LOCA解析は、37本模擬燃料棒テスト部を用いた実験及びJ-TRACコードを用いた計算により行なった。再冠水実験により、広い条件範囲に渡って炉心冷却が達成される事を確認した。また、上の炉心のクエンチが下の炉心のそれと同時に進行して炉心冷却を促進する事が明らかになった。一方、J-TRACによる解析では、燃料棒表面の最高温度が1,172Kとなり、安全基準値にくらべ300K低い事が示された。また、外部電源喪失ATWSに対するJ-TRACによる解析では、一次系内の最高圧力が18.7MPaとなり、現行のPWRに対する許容最高圧力値である20.6MPaを越えないことが示された。これらの結果から、対象としている炉は、上述の事故事象に対して、現行の安全基準の下で十分成立可能であると考えられる。