Analysis of the Chernobyl reactor accident, 2; An Examination of the improvement measures concerning the accident of the chernobyl power plant

若林 利男; 速水 義孝; 北原 種道

Nuclear Engineering and Design, 106(2), p.163 - 178, 1988/02

https://doi.org/10.1016/0029-5493(88)90275-0

チェルノブイリ原子力発電所事故に関して、ソ連から発表された6項目の改善策のうち、以下の3項目について技術的評価を行った。(1)制御棒引抜き上限値の変更(炉心上端から1.2m挿入)(2)冷却材ボイド係数の改善(炉心挿入制御棒を80本へ増加,濃縮度2.0%から2.4%へ増加)、(3)緊急時急速停止設備の設置(吸収材注入時間12秒)。この結果、(1)または(3)の対策によって、今回の事故と同じ出力上昇条件になっても事故には至らないことが明らかになった。また(2)によって、冷却材ボイド係数は大幅に改善され、今回と同じ様なプラント条件(流量低下)となっても事故には至らないことが分かった。

新型転換炉のドップラー反応度 (燃料ペレット内温度分布による効果)

若林 利男*; 飯島 一敬*; 北原 種道*

PNC TN941 85-69, 201 Pages, 1985/04

PNC-TN941-85-69.pdf:8.07MB

設計におけるドップラー反応度の計算は,燃料ペレット内温度分布を体積平均した温度を用いている。しかし,実際の温度分布は,PuO/2―UO/2ペレットの熱伝導率の温度依存性や燃料ペレット内の熱発生が一様でないことより,パラボラ曲線に近い形となる。また,ドップラー効果は主に燃料ペレット表面のウラン238の共鳴吸収によると考えられる。これらの効果を考慮すると燃料ペレット内温度分布を考慮した場合のドップラー反応度は,体積平均温度を使用した場合より正側となると考えられる。▲このため,今回の研究では燃料ペレット内温度分布を考慮した場合のドップラー反応度に与える効果を,RABBLE/WIMS―ATRコードで検討した。温度分布は実証炉の36本燃料集合体格子で通常運転時,過渡時,LOCAに相当する事象におけるものを用いた。▲その結果以下のことが明らかになった。▲1)燃料ペレット内温度分布を考慮したドップラー反応度係数の計算を行う場合,燃料ペレット内を等間隔で10分割すれば十分である。▲2)燃料ペレット内温度分布を考慮したドップラー反応度係数は,設計における体積平均温度を用いたドップラー反応度係数より通常運転時で最大約5%正側,過渡時で最大約5%正側,LOCAに相当する事象で最大約6%負側となる。▲実証炉設計では体積平均温度を用いたドップラー反応度係数計算値に,「ふげん」,DCA,SGHWRの実測値評価による誤差14%とその他裕度として6%を加えた20%の設計余裕を考慮しており,設計に体積平均温度を使用することは問題ない。▲

過渡試験グラフ化コード(マニュアル)

望月 弘保*; 北原 種道*

PNC TN952 82-12, 38 Pages, 1982/11

PNC-TN952-82-12.pdf:2.4MB

本報告書は,流動伝熱試験室の計算機システムで過渡伝熱試験やポイズン急速注入系試験等の過渡試験データを,高速収集した後のグラフ化コードシステムの利用法について述べている。 流動伝熱試験室では,過渡試験のデータ収集モードとして2Hz,32Hz,1KHz,2KHzなどのサンプリング速度でデータ収集している。この結果,多量のデータ処理が必要になり,目的に応じてHTL計算機もしくは大洗の大型計算機を用いてデータ編集とグラフィックを行うコードを作成した。HTL計算機システムを利用して作図を行うと8色の図を出力できる特色をもっており,大型計算機の場合には100万点以上のデータを自由に編集できる特色をもっている。 これらのコードを自由に操作できるようにするため,利用法を詳細に説明した。この結果,計算機のことをほとんど知らない人でも実験データの整理が行えるようになり,従来1日で1ケースのデータ整理しか行えなかったものが,30ケース程度まで増加し,作業効率が向上した。

コンポーネントテストループの中性処理適要試験 : 第1分冊本文

河野 隆之*; 杉野 伸*; 溝口 利幸*; 北原 種道*

PNC TN941 82-246VOL1, 92 Pages, 1982/11

PNC-TN941-82-246VOL1.pdf:3.39MB

「ふげん」の運転条件を模凝(温度,圧力,および流動条件)した試験を実施して来たコンポーネント・テストループは,炭素鋼配管で作られているため,配管材の防食を考慮して,循環水の水処理はオールボラタイル処理が適用されている。今後,部品機器試験室では「ふげん」および実証炉のための腐食耐久試験を実施して行くことからコンポーネント・テストループの水処理を「ふげん」および実証炉の一次冷却水と同じ中性処理にする必要がある。しかしながら,炭素鋼配管プラントヘの中性処理の適用経験が日本には全くないため,我々は,独自に若干の改造を加えながら,コンポーネント・テストループヘの中性処理適用試験を実施し,次のような結果を得ると同時に,今後の中性処理運転のために種々の検討を行なった。1.定常運転時におけるテストチャンネル入口の水質として,電導度0.3s/cm,溶存酸素濃度150ppb,pH6.25,全鉄2.5ppb,全銅1520ppb,UV値0.005を得た。この値は「ふげん」一次冷却水の水質にきわめて近いものであり,コンポーネント・テストループを用いて,「ふげん」水質の模擬運転が可能であることが明らかとなった。2.中性処理による炭素鋼配管の腐食は全鉄2.5ppbから判断すると非常に少ないことが明らかとなった。この値は,オールボラタイル処理の時の値に比べ1/41/2に減少しており,中性処理が炭素鋼配管の防食処理として,きわめてすぐれていることを示している。3.コンポーネント・テストループ内に銅,SiO/2および有機物の蓄積が確認された。これら蓄積物の除去方法を検討すると同時に有機物については有機物名の確認分析および混入ルートについて調査した。4.鉄,銅および銅合金の腐食試験を行なった結果,中性処理水中では鉄に比べ,銅および銅合金の腐食量は,非常に大きいことが明らかとなった。またコンポーネント・テストループ配管表面の面分析を行なった結果,オールボラタイル処理 配管と中性処理配管では,表面状態に大きな差はなかった。5.今回の試験で得られたコンポーネント・テストループの中性処理特性を詳細に検討し中性処理で今後連転して行く場合の純水製造装置,脱気器などループ機器について改造・改良箇所および運転方法を示した。

圧力管型原子炉熱水力計算コード(HAPI-II)使用説明書

菅原 悟*; 北原 種道*

PNC TN952 82-02, 118 Pages, 1982/02

PNC-TN952-82-02.pdf:3.16MB

原子炉の炉心冷却材流量配分は,燃料集合体の熱的余裕度,即ち最小限界出力比(MCPR)の評価の観点から非常に重要であり,新型転換炉の様な圧力管型炉の場合,原子炉冷却系に形状の複雑な入口管,出口管が存在するため炉心流量配分評価には厳しい精度が要求される。 そのため,新型転換炉の開発においては,動燃大洗工学センターの実規摸試験装置を用いて,配管部品や燃料集合体について,単相流及び二相流実験データを集積するとともに,圧力損失相関式を作成し,それらに基づいて熱水力計算コードHAPIを開発してきた。 本報告書は,「ふげん」の解析に使用しているHAPI―2コードについて解説したものである。 HAPI―2コードは,「ふげん」の系統試験及び起動試験並びにその後の運転データの解析評価によりその精度が確認されており,全出力範囲に且って,再循環流量を+-約4%,炉心流量配文を+-約7%で予測できることが確認されている。 また,プログラムはFORTRANで記述されており,プログラムサイズは約500Kバイト,実行時間は「ふげん」の1/2炉心対象で約1分(FACOMM―190)である。

文献検索コード(SESYL)マニュアル

若林 利男*; 福田 研二*; 速水 義孝*; 菅原 悟*; 北原 種道*; 飯島 一敬*

PNC TN952 79-22, 71 Pages, 1979/09

PNC-TN952-79-22.pdf:9.22MB

原子力関係の文献,書籍をTSS(タイム・シアリング・システム)を利用し,会話形式で検索できる文献検索コード(SESYL)を作成した。本コードの特徴としては次の点があげられる。 1)会話形式のため検索が容易であり即応性にすぐれている。 2)検索方法として,分類番号,著者,出典,キーワード,タイトル,アブストラクト等があるが,そのどれについても同じ操作方法で容易におこなうことができる。 3)プログラム上の検索方法としてペターンマッチング法を採用し,検索時間の短縮が得られた。 本コードはCDC6600/CYBER計算機を用いて,一件の検索時間は5sec以下である。また,現在の収納文献数は約1000件である。

Effect of flow rate on fission-product deposition from high-temperature gas streams

北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(3), p.111 - 118, 1976/03

https://doi.org/10.3327/jnst.13.111

固体状FPの沈着挙動に関する実験的研究を、インパイルヘリウムループを用いて、ガス温度500C、レイノルズ数1,300~13,000の流動ガスを対象に行った。ステンレス鋼管を流動ガスに曝し、沈着したFPの流れ方向の分布を線スペクトル測定法により求めた。沈着分布の形を基に沈着核種を3つのグループに分類できる。5Zr-Np,7Zr,9Mo,03Ru,32Teを第1グループ、Sr,Ba-La,Ceを第2グループ、I,Iを第3グループとした。Csは第2および第3グループの特徴を示した。指数関数的分布を示す第1グループ核種に対して沈着係数を得た。沈着係数に及ぼす流量(レイノルズ数)の影響を検討した結果、レイノルズ数13,000以下の流れに対して、金属FPの沈着速度は境界層における物質移行によって決定され、表面での吸着にはほとんど影響されないことが分かった。

TLG-1-50インパイルガスループの撤去

北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫; 尾又 徹

JAERI-M 5962, 34 Pages, 1975/01

JAERI-M-5962.pdf:1.33MB

JRR-2に設置されていたTLG-1-50インパイルガスループは、多様な照射試験を通じて、大型インパイルループにおける照射技術の開発及び炉工学的安全性の研究に利用されてきたが、その所期の目的を達成したので、昭和49年1月~3月の工事で解体・撤去された。本報告は、作業の事前検討、所内外の安全審査、撤去部品に関する諸手続き、解体撤去作業、放射線被曝線量の評価および撤去終了後の官庁立会検査について述べたものである。なお、照射プラグの誘導放射能、照射プラグ出入装置の遮蔽計算を付録とした。

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

JRR-2における水・ガスの処理と分析

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.

JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08

JAERI-1024.pdf:5.66MB

この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。