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石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*
JAERI-Research 2005-021, 133 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-021.pdf:7.58MB
原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。本評価より、(1)格納容器が過圧破損に至る全ての解析ケースで環境へのCsI及びCsOHの放出割合は、0.01から0.1の範囲にあり、格納容器ベントによる管理放出ケースは、過圧破損ケースより1オーダー小さく、D/Wスプレイ復旧ケースは、さらに2オーダー小さい結果であった。さらに、(2)格納容器が炉心溶融より前に破損するか否かによってソースタームに影響を及ぼす支配因子が異なること,(3)AM策の1つである格納容器ベント策は、圧力抑制プールを経由させることができれば、環境へ放出されるヨウ素及びセシウムの低減策として有効であること等の結果及び知見が得られた。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.49(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：69.14(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。ここでは、ソースタームは、炉心損傷事故シーケンスだけでなく格納容器の破損モードにも依存すると考え、水蒸気爆発のようなエナジェティックイベント,格納容器イベントや格納容器スプレイの作動等の破損モードや格納容器の破損位置の相違を考慮した計10種類の事故シナリオを想定した。そして5つの代表的な炉心損傷事故シーケンスの各々に対して、想定した事故シナリオのソースターム評価を実施した。この解析から、ソースタームは、事故シーケンスや格納容器の破損位置の相違よりも、過圧破損,水蒸気爆発またはドライウェルスプレイ作動による事故終息といった破損モードの相違に強く依存することなどが明らかになった。ただし、格納容器での長期崩壊熱除去失敗のシーケンスのように格納容器破損先行型の事故シーケンスでは、ソースタームはほかと大きく異なり、格納容器破損場所への依存性も大きい。
梶本 光廣*; 村松 健; 中坪 清一郎*; 坂本 亨*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.386 - 400, 1993/00
軽水炉の確率論的安全評価(PSA)を行う際に、格納容器直接加熱(DCH)は、ソースタームの不確実さの幅を大きくする要因である。本報では、BWRのMark-II格納容器を対象にして、DCHが生じた時の格納容器内の圧力挙動を検討した。DCH現象を解析するために、格納容器を複数のボリュームに分割し、各ボリューム内での質量移動・熱伝達とボリューム間の質量・エネルギ輸送の方程式を構築した。同モデルを用いて全交流電源喪失事故のシナリオによるDCH現象を解析し、デブリ粒子の大きさ、デブリ粒子の浮遊割合、雰囲気中の水蒸気量、デブリ粒子の噴出率、圧力抑制プール中での非凝縮性ガスの熱伝達効率、デブリ粒子の初期温度を変化させて、格納容器内の圧力挙動への影響を調べた。その結果、雰囲気中の水蒸気量とデブリ粒子の大きさが重要なパラメータであり、圧力抑制プールはDCHの際の圧力低下に効果的であった。
日高 昭秀; 梶本 光廣*; 早田 邦久; 村松 健; 坂本 亨*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.408 - 416, 1993/00
シビアアクシデントに関する解析モデルのうち、その不確かさがソースターム評価に大きな影響を及ぼす現象の解析モデルを同定するため、原研が開発したTHALES-2及び米国NRCが開発したSTCP,MELCORを用いて、BWRシビアアクシデント時のソースタームについて比較研究を行った。対象とした事故シーケンスはECCSの不作動を伴う小破断LOCAである。本研究では、主要事象の発生時刻及びソースタームに関して比較し、解析モデルの違い及びその違いがソースタームに及ぼす影響について検討を行った。その結果、炉心溶融進展モデルの差が事故進展に大きな影響を与え、沈着したCsIの再蒸発現象をモデル化しているか否かがソースタームに大きく影響することが明らかになった。ソースタームに影響を与える解析モデルとして、燃料棒の溶融進展モデル、炉心支持板損壊及び全炉心崩壊モデル、再蒸発モデル、溶融物中のクラスト形成モデルが同定された。
石神 努; 坂本 亨*; 小林 健介; 梶本 光廣*
JAERI-M 88-093, 89 Pages, 1988/05
原子炉の安全評価手法の1つである確率論的リスク評価手法においては、炉心が溶融し多量の核分裂生成物(FP)が環境へ放出されるような炉心溶融事故が、公衆に及ぼすリスクという観点から重要である。炉心溶融事故時のリスクを評価するには、事故時にFPが環境へ放出される時期、量、核種等が必要であり、これらの情報を得るため炉心溶融事故時のFP移行挙動解析を行う計算コードARTを開発した。ARTコードの主な特徴は、(1)1次系と格納容器の両方の系でのFP移行を扱えること、(2)気相及び液相の流れによるFPの移行を扱えること、(3)事故時に多量に発生するエアロゾルの移行挙動が詳細にモデル化されていることである。本報告書は、ARTコードの使用手引書であり、計算モデルの説明、入出力説明、及びサンプルランを含む。
小林 健介; 石神 努; 坂本 亨*; 藤木 和男
Severe accidents in Nuclear Power Plants,Vol. 1, p.323 - 329, 1988/00
万一、原子力発電所において事故が発生し、その影響が周辺に及ぶか及ぶおそれがある場合の対応措置を検討するためには、設計基準象を超える事故進展解析についての知見が必要である。このため、4ループPWRにおける蒸気発生器伝熱管破損に起因する事故シーケンスについて、THALES/ARTコード体系を用いた事象進展解析を行い、事象進展に重要な影響を与える系統及び運転員の対応の効果を評価した。
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。
石川 淳; 坂本 亨*; 森山 清史; 中村 秀夫; 中村 康一*
no journal, ,
シビアアクシデント(SA)晩期の格納容器内ソースタームを評価するため、原子力機構では、ヨウ素の再放出現象に関する実験及びヨウ素化学解析コードKicheの開発/検証を実施している。その一環として、SA解析コードTHALES2とKicheの連携解析を試み、BWR4/Mark-Iプラントの代表的な事故シーケンスに対する実機試解析を実施した。従来評価では、ヨウ素化学挙動は知見が不十分であったので、ヨウ素の化学形をCsIのみで扱っている。本研究で、ヨウ素化学挙動を考慮した評価を実施することで、従来のヨウ素の化学反応を考慮しない場合でも、圧力抑制プールのpHが7程度以上の条件下では適用可能だが、pHが7程度以下ではCV内のヨウ素浮遊割合が大幅に増加する可能性があることがわかった。本報告では、BWR4/Mark-Iプラントのすべての炉心冷却機能が喪失するTQUVシーケンスに対する解析結果及び得られた知見について報告する。
山下 真一郎; 阿部 弘亨*; 佐藤 大樹*; 大脇 理夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; 土屋 暁之*
no journal, ,
2017年7月に活動を開始した、ATF検討WGでは、ATF開発が先行する米国等の海外知見を取り込みながら、ATF導入に係る安全要件について検討を進めてきた。検討においては、原子力学会の技術レポート「発電用軽水型原子炉の炉心及び燃料の安全設計に関する報告書 第1分冊: 炉心及び燃料の安全設計」を土台として、ATF安全設計に必要な評価項目を抜け漏れなく抽出するための考え方、及びATF安全設計の評価項目の重要度を分類するための考え方を整理した。ここで整理した考え方は、現在国内で進められているATFの研究開発にも役立てられるものであり、今後、レポートにまとめる予定としている。また、ATF検討WGの活動は、ATF開発の観点からLUA検討WGとも相互に関連しており、今後も引き続き相互の論点を共有して活動内容にフィードバックしていく予定である。
