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平成12年度-動力炉分野)not registered
JNC TN1400 2001-014, 437 Pages, 2001/10
JNC-TN1400-2001-014.pdf:23.1MB
平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
藤田 朋子
JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB
実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。
丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子
JNC TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03
軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。
安全研究専門部*; 大洗開調室*
JNC TN9200 2000-001, 133 Pages, 2000/02
平成11年12月15日、動力炉分野を対象とした第11回安全研究成果発表会が、大洗工学センターの展示館(テクノ大洗)で開催された。本発表会では、平成8年度平成10年度の3ヶ年の成果の発表及び討論が行われた。発表課題は、高速増殖炉(FBR)、耐震及び確率論的安全評価の各分野の動力炉に係る安全研究課題(全34課題)の中から、安全研究専門部会の各分科会での検討を踏まえて11課題が選定された。また、本発表会は一般公開として行い、関連分野における学識経験者等にも広く意見を求めるために、社外からも多数の方々の参加をいただいた。本資料は、発表会で使用したOHP集、質疑応答、当日の出席者リスト等について取りまとめたものである。なお、安全研究成果調査票は、「安全研究成果の概要(平成10年度-動力炉分野)」(JNC TN1400 99-027,1999年11月)に収録している。
菊地 晋
JNC TN9450 98-001, 87 Pages, 1998/10
本報告書は、実証炉における炉心変形挙動評価に資するために、制御棒下部案内管のパッド部対面間寸法データとMK-II燃料集合体における残留曲がりの軸方向プロファイルをまとめたものである。
三島 嘉一郎*; 日引 俊*; 西浦 英晃*; 飛田 吉春
PNC TY9604 96-003, 10 Pages, 1996/05
本研究は,高速炉の炉心損傷事故時に炉心に形成される燃料とスティールの混合プールの沸騰挙動の解明に関する基礎研究であり,動燃と京都大学原子炉実験所との共同研究である。内容は溶融低融点金属に気泡注入を行う模擬試験に対して,中性子ラジオグラフィー手法を用いた可視化計測を行って,高密度比気液二相流の気泡径状,動態及びボイド率などの基礎データを取得すると共に,このデータを用いて動燃のSIMMER-IIIコードのモデル検証・改良などを行うものである。本年度は,共同研究の初年度として,低融点合金の予熱と吹き込みを可能とする実験装置一式の製作と気泡模擬形状の空間を有する固体資料を置いた状態でのラジオグラフィー可視化測定性確認試験を実施した。本報告書ではこの可視化測定性試験結果について報告する。
家田 芳明; 丹羽 元; 宇都 成昭; 山口 彰; 上出 英樹; 大島 宏之; 林 謙二
PNC TN9410 94-235, 135 Pages, 1994/08
この報告書では、将来の大型高速増殖炉を対象として、炉心崩壊事故(CDA)の発生防止あるいは影響緩和の目的で導入される可能性のある受動的な安全方策について議論する。 まず、受動的な安全方策を評価するための方法論を提案する。また、将来から提案されている受動的な安全方策をレビューするとともに、CDAの発生防止及び(または)影響緩和に有効な革新的な受動的安全方策を提案する。これらの受動的安全方策を、提案した方法論で評価した後、推奨される受動的な安全方策の組み合わせ例を提示する。さらに、受動的な安全方策の有効性を実証するために必要な研究開発計画を、新たな炉内試験計画を含めて提示する。
日置 一雅
PNC TN9410 94-188, 160 Pages, 1994/05
平成4年度から大型高速炉プラントを対象として確立論的安全評価(PSA)を実施している。本研究の目的は、概念設計段階のプラントにPSA手法を適用し、システムモデルを作成し、これに基づく定量解析により、系統的な評価・分析を行い、プラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見を提供し、基本設計への反映に役立てることにある。解析対象プラントは、プラント工学室が主体となって平成2年度から実施してきた「大型炉設計研究」の60万kWe級の大型高速炉とした。原子炉停止後24時間程度は水・蒸気系のみでも崩壊熱が除去できるとして評価すると、崩壊熱除去系の機能喪失確率は約2桁低減する。しかし、起因事象により水・蒸気系が使用できない場合の崩壊熱除去系の機能喪失確率に対しては、補助冷却設備(ACS)の空気冷却器のベーン・ダンパ・ナトリウム止め弁の共通要因故障が支配的となり,PLOHS発生頻度は約3分の1にしか減少しない。したがって、共通要因故障を排除することが最も重要である。空気冷却器まわりの機器を多様化し、共通要因故障を排除できたとすると、ACSに水・蒸気系が加わることにより、崩壊熱除去系の多重度が増すため、PLOHS発生頻度は水・蒸気系に期待しない場合より約2桁小さくなる。このとき、成功基準が最も厳しい原子炉停止直後の機能喪失確率が支配的となる。PLOHS発生頻度を低減するには、原子炉停止直後の崩壊熱除去系の多重度を増すことが効果的である。先行炉の評価例から、熱流力解析による最確値評価では成功基準は緩和され、原子炉停止直後からACS1ループの自然循環により崩壊熱が除去できる可能性があるという知見が得られている。この条件であればPLOHS発生頻度は約10の-7乗/炉年という十分に低いレベルになることを示した。以上のような評価作業を実施することにより、プラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見を提供し、基本設計への反映に役立てる見通しを得た。
森山 正敏; 中井 良大; 丹羽 元; 三宅 収
PNC TN9410 92-068, 73 Pages, 1992/03
「もんじゅ」以降の大型高速増殖炉の安全性に関する仕様の選定に役立てるため、平成3年度に以下の項目を検討した。・格納施設の設計条件の検討・炉心損傷評価のシナリオの検討・PSA手法の適用性検討本報告書は、これらの検討に際して用意された資料をまとめたものである。
藤井 正*; 家田 芳明*; 田村 政昭*; 森山 正敏*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-131, 75 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758
となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847(漏洩口1†)、854(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。
山口 彰*; 大島 宏之
PNC TN9410 88-006, 71 Pages, 1988/01
(目的) LMFBRにおいて固有の反応度効果を積極的に活用すればATWS時の炉心損傷を制限できる。本研究は、ATWS時のプラント全体の核熱流動を精度良く計算する手法を開発し、各反応度効果を概略評価することを目的とする。(方法)制御棒の熱膨張による反応度モデルを開発し、SSC-Lに適用した。熱膨張量は、上部プレナム内の2次元詳細温度分布に基づき評価される。開発されたモデルを用いてULOHSの解析を実施した。(結果)SSC-Lでは、(1)燃料ドップラー、(2)冷却材の密度変化、(3)燃料の熱膨張、(4)構造材の熱膨張、(5)炉心支持板の熱膨張、(6)制御棒の熱膨張による反応度効果を考慮できるようになった。ULOHS解析の結果から、これらの反応度を考慮すれば緩和対策を施すために数分以上の時間的余裕があるが、炉心損傷無しに炉心停止するには至らないことが示された。一方、炉内構造物等の変形による反応度を評価する場合、ここで考慮されなかった変形モード、拘束条件等に関する考察を行う必要がある。(結論)SSC-Lによれば、多くの反応度効果を考慮してATWS時のプラント全体の熱流動をより現実的に解析することが可能となった。ULOHSの場合には、時間的余裕があるため、手動スクラムや、その他の作動速度が遅い炉停止系を利用することも可能である。
石田 政義*; 遠藤 寛*; 青井 貞利*
PNC TN941 82-74VOL1, 151 Pages, 1982/03
PNC-TN941-82-74VOL1.pdf:7.53MB
高速増殖原型炉「もんじゅ」(定格熱出力714MW)の仮想的炉心崩壊事故(HCDA)時の炉心の核・熱挙動を,事故解析計算コードSAS3Dにより評価した。HCDA起因事故事象としては,定格運転中の,外部電源喪失による炉心流量減少事故(LOF)および,制御棒連続引抜による反応度挿入事故(TOP)を,炉停止系作動失敗の想定のもとで解析した。炉心の燃焼状態は,零燃焼度の初装荷炉心初期(BOIC)および,平衡炉心(集合体取出平均燃焼度80MWD/kg)の燃焼初期(BOEC)および,燃焼末期(EOEC)の3状態である。また,解析では,炉心の諸反応度係数に核設計計算ノミナル値を使用した。TOP事故では,炉出力トランジェントは,高出力燃料集合体の燃料溶融破損によるFCI(溶融燃料と冷却材ナトリウムの熱的相互作用)発生に伴う反応度効果による隠やかな炉出力上昇(定格出力の高々5倍以下)で特徴づけられ,このFCIに伴う炉心部からの燃料の流出(fuelsweepout)による負反応度効果により,炉心は未臨界となる。燃料破損(FCI)の起こる集合体数は,径方向出力ピーキングが低く,FPガス効果のないBOICで一番多く,炉心中央部の約17%の高出力燃料集合体で破損がある。平衡炉心では,炉心中央部の約5%の高出力燃料集合体で破損があり,BOICに比べ径方向出力ピーキングが高く,かっFPガス圧効果により比較的急速に,溶融燃料放出に続くfuelsweepoutが起こるために,破損領域は局所的に止まる。事故評価は,この後,事故後熱除去評価に引継がれる。LOF事故では,冷却材沸騰・溶融被覆材移動・燃料スランピング(冷却材ボイド化後の燃料ピンの崩れ)・FCI・燃料分散,等の諸現象に伴う正・負反応度効果の競合のもとで,炉出力・全反応度が変化する。これらの諸現象解析に係わる広範囲のパラメータ解析結果によると,「もんじゅ」のLOF事故は,放出エネルギー評価の上で保守側の,厳しい解析条件設定をした場合はボイドワースの高い燃料集合体でのFCI発生により即発臨界反応度1$を超過する出力暴走となるが,超即発臨界での全反応度上昇率は高々10$,/sec,炉出力最大値は定格出力の約600倍以下となり,機械的炉心崩壊フェーズヘ移行するほどの激しさとはならない。各炉心ケースとも,出力トランジェント末期には,燃料分散による負反応度効果により、炉は未臨界状態に至り、起因事故フェーズの事象展開は終わる。
福田 護*; 須田 直英*; 長谷部 武*; 杉本 大輔*
PNC TN941 82-55, 284 Pages, 1982/03
SIMMER―2コードを用い,「もんじゅ」仮想的炉心崩壊事故(HCDA)の炉心膨脹過程の予備解析を行なった。SIMMER―2コードは炉心崩壊後の現実的な初期条件と形状を用いて,実際に起り得る個々の物理的現象を現実的に解析し,液体ナトリウムスラグが原子炉容器ヘッドに衝突する際のエネルギーを算出できる。本報告は大きく2つに分けられる。1つは簡単化された初期条件を用いた炉心膨脹過程解析のパラメータ・サーベイであり,本過程の進展にとって重要なパラメータが明らかにされる。もう1つは現在,動燃大洗工学センターで行なわれているSAS3D/VENUSコードを用いた「もんじゅ」の起因事故及び炉心崩壊事故解析結果を用いたSIMMER―2コードによる炉心膨脹過程解析である。SAS3D/VENUSによる解析結果を用いるにあたっては,「もんじゅ」体系で最も大きな仕事エネルギーを放出したケースを選び,「もんじゅ」がHCDAで放出する最大エネルギーをSIMMER―2で評価する事を試みた。主な結果は以下の通りである。完全にボイド化されたFPガスプレナム,上部軸ブランケット及び炉心を想定する限り,「もんじゅ」の炉心崩壊後の膨脹過程で発生する運動エネルギーの最大は高々10MJである。(炉心膨脹過程を燃料蒸気の等エントロピ-膨脹仮定した場合には,1気圧までの膨脹で最大992MJである。)炉心の初期燃料平均温度が同じでも,温度ピーキングが大きいと運動エネルギーが大きくなる。炉心,上部軸ブランケット及びFPガスプレナム部が完全にボイド化し,炉心下部がスティールで詰ってしまった場合には激しいFCIは生じない。液体燃料が炉心から上方向へ押し上げられる量は炉心の燃料の平均温度の関数であり,5,000Kの炉心平均温度の場合には炉心の液体燃料のかなりの量が整流格子を通り抜け液体ナトリウムプール部に流出し,一方4,500Kでは液体燃料はせいぜいFPガスプレナム部半ばまでしか押し上げられず炉心部に液体燃料が相当残る事になる。炉心に存在する液体スティールの温度が高くなると,液体燃料から液体スティールヘの熱伝達が押えられ炉心圧力が高く維持される。これが運動エネルギーに及ぼす影響は10%程度である。炉心,上部軸ブランケット及びFPガスプレナム部に液体ナトリウムを満たすと,激しいFCIのために4