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村松 健; 阿部 清治; 井田 三男*; 渡邉 憲夫; 原見 太幹; 山野 憲洋; 早田 邦久
Proc. Int. ENS/ANS Conf. on Thermal Reactor Safety, Vol. 1, p.47-1 - 47-10, 1988/00
原研の開発した炉心溶融事故解析コード体系THALES/ARTを用いて、Browns Ferry 1号機(BWR)を対象として、事故時ソースタームの感度解析計算を実施した。まず、3つの標準ケースを定義し、解析した。これらは、小破断LOCA、大破断LOCA、発電所停電に始まる事故である。次いで、数十ケースの感度解析計算を行って、どのようなパラメータがソースタームに大きな影響があるか調べた。
阿部 清治; 渡邉 憲夫; 井田 三男; 坂本 亨; 石神 努; 原見 太幹
Proc.on Probabilistic Safety Assessment and Risk Management PSA87, Vol.3, p.945 - 950, 1987/00
PWRの過酷事故時ソースタームについて、原研が開発したTHALES/ARTコード・パッケージによる感度解析計算を実施した。対象プラントは、米国のIndian Point3号機とした。まず、標準ケースとして、小破断LOCA、大破断LOCA、全給水喪失時に蓄圧器以外のECCS不作動という、3つの事故シーケンスを解析した。次いで、それぞれ標準ケースと、入力パラメータを1回もしくは1組変えた計算を次々行い、それが事故進展やFPの放出・移行挙動に及ぼす影響を評価した。米国NRCやIDCORプログラムのソースターム評価の結論同様、ソースタームが想定する事故シーケンスとプラントの設計詳細に依存するとの結論が得られた。
阿部 清治; 西 誠*; 渡辺 憲夫; 井田 三男*; 野口 俊英*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operatiions, p.6 - 49, 1986/00
確率論的安全評価手法開発の一環として、炉心溶融事故の進展を解析する計算コード・システムTHALESを開発した。同コード・システムは、従来この分野で用いられて来たMARCHコードと異なり、PWRの一次冷却系やBWRの原子炉冷却系の流動を多数ノードで扱える。溶融ノードを次第に下方に移動させることができるメルトダウン・モデルを有する等の、多くの特徴を有している。同コード・システムを用い、これまでPBFの重大燃料損傷実験、PWRの圧力容器内・格納容器内事故進展に関する感度解析、BWRの発電所停電事故の解析等を行ってきた。本報では、THALESの全コードが完成したことを機に、同コード・システムの特徴と、これまでの解析の主要な結果及び結論についてまとめる。