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石神 努; 小林 健介
日本原子力学会誌, 35(6), p.549 - 560, 1993/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研では、緊急時に緊急技術助言組織に有用な情報を提供することを目的とした緊急技術助言対応システムの開発を行っている。同システムに含まれている支援データベース(事故解析結果をデータベース化したもの)の整備の一環として、THALES/ARTコードを用いて2ループPWRプラントにおいて1本の蒸気発生器伝熱管破損を起因事象とする苛酷事故の解析を行い、運転員による回復操作が炉心の健全性保持および環境へのFP放出抑制に及ぼす効果を定量的に評価した。解析の結果、(1)ECCS(高圧注入系)が作動すれば、その流量が定格流量より少なくても炉心露出や炉心溶融の防止が可能であり、安全上の裕度が高いこと、(2)ECCSが作動しない場合でも、1次系の減圧操作により環境へのFP放出量の抑制が可能であること、がわかった。
梶本 光廣*; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 村松 健
CSNI-R-176, 15 Pages, 1991/00
BWR Mark-II型プラントのレベル2PSAの一環として、格納容器過圧破損に至る約200の事故シナリオのソースターム評価をTHALES/ARTコード体系を用いて行なった。その結果、過圧破損に至る場合のソースタームの特徴とソースタームを支配する放射性物質の沈着機構に関する知見が得られた。主な結果は次のとおりである。格納容器が過圧破損に至る時間に着目すると、事故発生後に作動するECCSの組み合わせから事故シーケンスを3つのグループに整理できる。この3つのグループはソースタームの観点からも異なる特徴を持っている。また、ソースタームの大きさは、(1)炉心溶融開始から格納容器破損までの時間と(2)圧力抑制プールでのスクラビング効果に強く依存する。本報では、これらの計算結果の詳細を紹介する。
原見 太幹; 渡邉 憲夫; 高野 貴史*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.174 - 187, 1990/02
本論文は、BWRにおける全交流電源喪失を仮定したシビアアクシデント時の熱水力挙動と放射性物質の挙動に関する解析的研究をまとめたものであり。シビアアクシデント時の広範囲の物理的化学的過程を理解するため、手計算とTHALES/ARTコードによる計算の両方で行った。主な解析結果は、(1)炉心露出後の複雑な過程にもかかわらず簡単な1次系の熱バランスから、圧力容器破損のタイミングが予想できる。(2)融体・コンクリート反応における化学反応の2モデル(THALESとCORCONによるもの)の違いによって、格納容器圧力の上昇率と融体からの放射性物質の放出率に顕著な差がある。
