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小山 和也*; 千歳 敬子*; 島川 佳郎*; 竹内 恵子*
PNC TJ9678 98-009, 61 Pages, 1998/03
「常陽」MK-III炉心においてSASS炉内試験を実施することを想定し、試験時に何らかの異常事象(「運転時の異常な過渡変化」或いは「事故」)が発生した場合の炉心安全解析を行った。主な成果は下記のとおりである。(1)何らかの異常事象が生じた際にSASS試験体が炉内に落下することを想定した場合の解析結果より、次の2点が明らかとなった。(a)SASS試験体の落下するタイミングについては、起因事象発生と同時にSASS試験体の落下を想定する場合が最も厳しい。(b)SASS試験体の落下による投入反応度の上限は、熱設計基準値を判断基準とすると約7￠である。(2)SASS試験体が落下して炉心に正の反応度が投入され、原子炉出力が上昇したままで運転が継続される場合を仮定し、この状態で何らかの異常事象が重なることを想定すると、炉心の燃料、被覆管及び冷却材の最高到達温度が厳しくなることから、SASS試験体の落下による原子炉出力の上昇幅を適切に抑制する必要があることが明らかとなった。
日比 宏基*; 千歳 敬子*; 菅 太郎*; 白木 貴子*
PNC TJ1214 95-001, 184 Pages, 1994/06
高速増殖炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という)の燃料として高次化プルトニウム燃料と10%濃縮ウラン燃料を炉心燃料として装荷した場合について、設置許可申請書記載値を基準とした時の被ばく評価及び安全評価に与える影響を検討し、以下のことが明らかになった。1)濃縮ウランを用いた炉心燃料のFPインベントリ評価に適合した常陽での評価手法の適用により、希ガス及びヨウ素の放出量・被ばく量の低減が得られ、FPによる被ばくは概ね設置許可申請書記載値を下回る。2)取出平均燃焼度が約8万MWd/tであれば、高次化プルトニウムの使用による被ばく評価及び安全評価への問題は生じない。3)取出平均燃焼度を約10万MWd/tとする場合では、設置許可申請書記記載(被ばく評価では、従来のrem単位表示を単にSv単位表示に換算した値)に対し、以下の影響がある。・PNC1520材使用によるCo-60インベントリ増加に伴い、液体廃棄物中の放射性物質による実効線量当量が増加して2.50
Sv/yとなり、記載値(1.55Sv/y)を約61%上回る。・プルトニウム(Am-241含む)インベントリの増加に伴い、仮想事故でのプルトニウム被ばく量は約9%、1次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象時の最大実効線量当量は約25%、記載値をそれぞれ上回る。・定格出力時の被ふく管最高温度及び最大線出力の上昇により、過渡時被ふく管及び燃料最高温度が上昇し、安全判断基準内であるものの、記載値を上回る。
千歳 敬子*; 森井 正*
PNC TJ9214 90-004, 123 Pages, 1990/06
「常陽」高性能炉心への移行の準備として,制御棒2本を炉心第3列から第5列に移設し,照射スペースを拡大することが計画されており,まず第1段階として制御棒1本を移設する。この場合,スクラム反応度価値の小さい外側の領域に制御棒を移設するため,制御棒反応度価値から現在の炉心よりも小さくなる。本研究では,現行申請書の添付書類10記載の想定事象について, スクラム反応度価値が減少した場合に生じる炉心各部の最高温度の変化の検討を行った。解析は, スクラム反応度価値を現在の解析に使用している値 7.4%
K/Kから, 6.7%K/Kに減少させて行った。各事象をその特性から,TOP型,LOF型,LOHS型に分けて結果を考察すると,スクラム反応度価値の減少による影響が現れる事象は,TOP型であり,他の事象ではほとんどその影響は出なかった。また,TOP型事象で,最も各部最高温度の変化が大きい事象でも,その最高温度は健全性判断基準を満足していることが確認できた。
千歳 敬子*; 斎藤 好彦*; 多田 尚子*
PNC TJ9214 90-003, 107 Pages, 1990/06
高速実験炉「常陽」による高速炉燃料の高燃焼度試験の実施が動燃殿により計画されている。本研究では、制御棒移設後の炉心における高燃焼度試験の設置変換許可の為の検討を行った。最初に、変更申請に必要な事故解析として、「運転時の異常な過渡変化」事象並びに「事故」事象に試験用要素の開孔を重合わせた場合の隣接予備試験用要素のFPガスブランケッティング解析を行った。そして、予備試験用要素の試料最高温度及び、被覆管肉厚中心最高温度は、それぞれ健全性判断基準である、2680
C、890Cを下回っていることを確認した。なお、試験用要素のペレット最高温度が健全性判断基準である、2620Cを下回っていることも確認した。次に、高燃焼度試験用要素の破損時刻を予測するために、試験用要素の挙動評価を行った。試験用要素の被覆管破損の主要因は、プレナムガス内圧上昇であり、FCMIによる接触圧は弱いということが分かった。また、試験用要素の線出力の低下に伴い被覆管の温度も低下するという想定の下では、被覆管材質、照射条件に係わらず、CDFの観点からは、局所最大燃焼度26at%まで被覆破損を生じないとの結果を得た。
森井 正*; 清野 俊*; 斉藤 好彦*; 千歳 敬子*
PNC TJ9214 89-002, 193 Pages, 1989/03
高速炉用燃料の高性能化、炉心設計の高度化を目的として、高速実験炉「常陽」による燃料性能実証試験の計画(試験用要素に封入されている試料の中心部を溶融させ、高速炉用燃料の高線出力密度化のためのデータを得る高線出力試験及び試験用要素の被覆管が開孔するまで照射し、高速炉用燃料の長寿命化のためのデータを得る高燃焼度試験)が動燃殿により進められている。本研究では時に高線出力試験の変更申請に必要な解析として以下の実験を実施した。(1)高線出力試験時の試験ピンの温度設計条件及び被覆管の歪みを算出した。(2)高線出力試験時の溶融試料挙動に関する安全上の問題に関して、先ず溶融試料がペレット外にはみ出して被覆管内面に接触しても、被覆管は健全であることを確認した。次に試料の熱膨張による被覆管歪は、溶融試料の軸方向移動を考慮すると30%溶融時においても約0.6%であり、被覆管の破断歪みである約3%以下であることを確認した。(3)高線出力試験時の「流量誤設定事故」に関して誤設定した流量をパラメータにして解析を行い、いくつかの判断基準を満足する条件を求めた。
館野 徹*; 多田 尚子*; 千歳 敬子*; 森井 正*; 清野 俊*
PNC TJ9214 89-001, 159 Pages, 1989/03
高速炉燃料の高性能化、炉心設計の高度化を目的として、高速実験炉「常陽」による燃料性能実証試験の計画(試験用要素に封入されている試料の中心部を溶融させ、高速炉用燃料の高線出力密度化のためのデータを得る高線出力試験及び試験用要素の被覆管が開孔するまで照射し、高速炉用燃料の長寿命化のためのデータを得る高燃焼度試験)が動燃側により進められている。本研究では、最初に高燃焼度試験の変更申請に必要な事故解析として試験ピンの開孔に「運転時の異常な過渡変化」6事象並びに「事故」8事象をそれぞれ重合わせた時の隣接予備試験用要素FPガスブランケチィング解析を実施し、試料最高温度及び被覆管肉厚中心最高温度は、それぞれ健全性判断準である2360
、890を下回っていることを確認した。さらに、試料片が集合体流路に放出され局所的に閉塞した時の安全評価を実施した。次に、現申請書添付試料十に記載の「事故」について、被ばく線量の評価を実施し、被ばく線量は十分小さい値に修まっていることを確認した。
阿部 豊*; 深沢 正憲*; 藤井 正*; 千歳 敬子*; 濱崎 亮一*; 丸山 結
no journal, ,
日本原子力学会熱流動部会に設置された「熱水力安全評価基盤技術高度化検討」ワーキンググループ・シビアアクシデントサブワーキンググループにおいて、産官学が連携して、軽水炉のシビアアクシデントやアクシデントマネジメントにかかわる技術的な課題の情報を収集するとともに、リスクへの影響や不確かさの程度等を含めたさまざまな視点から、それらの重要度等について分析・評価を進めた。検討した内容は、大別すると、炉内炉心損傷挙動、水素挙動、格納容器直接加熱、格納容器気密性維持、溶融炉心/コンクリート相互作用、溶融炉心の冷却あるいは保持、溶融炉心/冷却材相互作用及びソースタームである。本報告では、福島第一原子力発電所の事故において明らかになった課題を含め、シビアアクシデントサブワーキングで取りまとめた検討結果を述べる。
千歳 敬子*; 舘 義昭; 若林 利男*; 高木 直行*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉では、炉心は最も反応性の高い構成に配置されていない。この場合、燃料が溶融して溶融プールを形成すると、核圧縮による正反応性挿入によって再臨界が生じることがある。このような再臨界を防止するために、炉心領域から溶融燃料を排出するための燃料集合体構造の特別な装置が、日本原子力研究開発機構(JAEA)によって検討されている。一方、炉心の幾何学的に固有の特徴および中性子特性は、このような再臨界を防止するために同様の効果を提供し得る。本研究の目的は、CDAの変形が燃料排出装置なしで負のフィードバックを未臨界状態にするという炉心仕様を設計することである。凸型の炉心は、内側炉心領域においてより長い燃料長さを有し、外側炉心領域においてより短い燃料を有する。したがって、完全な状態の炉心形状は中性子漏れ効果がより低い。燃料がCDA中で溶融すると、炉心の高さが圧縮され、溶融プール形成中に負の反応性挿入が予想される。凸型炉心は、大規模な円筒状の均質炉心(3,600MWth、炉心直径4.95m、炉心高さ0.75m)に基づいている。この計算は、円筒形炉心の圧密化が反応性利得につながるが、凸型炉心は負の反応性効果をもたらすことを示した。この形状では、内側炉心と外側炉心の両方が2つの領域に分割されている。さらに、内側炉心用の細径ピンを導入し、すべての領域で均一なPu濃縮度を維持した。重要度の高い領域の細径のピンは、フラット分布に有効である。ピン径調査により、炉心冷却材の圧力損失を低減し溶融プールの高さを低下させるなど、より細径のピンの利点を確認した。
