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論文

JASMINE Version 3による溶融燃料-冷却材相互作用SERENA2実験解析

堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結

日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09

Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.

論文

シビアアクシデントに関する熱流動研究の最近の動向

成合 英樹*; 杉山 憲一郎*; 片岡 勲*; 三島 嘉一郎*; 菊地 義弘*; 門出 政則*; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 長坂 秀雄*; et al.

日本原子力学会誌, 39(9), p.739 - 752, 1997/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.53(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時の熱流動は、冷却材喪失事故(LOCA)などに見られる蒸気・水二相流現象に比べ、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気雰囲気中での核分裂生成物(FP,Fission Product)ガスやエアロゾル、可燃性ガス(水素)の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、重要なシビアアクシデント過程、及び主要な熱流動挙動について概説するとともに、圧力容器内の蒸気爆発、格納容器内の蒸気爆発、エアロゾル挙動、及び解析コードについて、熱流動の観点から詳述している。

論文

Uncertainties remaining in severe accident phenomena and related research activities at JAERI

阿部 清治; 杉本 純; 梶本 光廣*

Reliab. Eng. Syst. Saf., 45, p.3 - 17, 1994/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:25.83(Engineering, Industrial)

PSAを事故マネジメント等の安全上の問題に用いる時は、結果の不確実さについて十分理解することが必要である。レベル2PSAについては未だに大きな不確実さがあるので、本報ではシビアアクシデント時の諸現象に係わる不確実さとそれが事故の進展やソースタームに及ぼす影響について要約する。対象とした現象は、燃料溶融の進展、原子炉冷却系内気体の自然循環、加圧器でのプールスクラビング、FPの再蒸発、蒸気爆発、格納容器直接加熱、融体-水反応、融体-コンクリート反応、水素燃焼、エアロゾルの再浮遊等、多岐にわたっている。この他、モデル化過程における不完全さや簡単化がPSAの結果に及ぼす影響についても論じる。結論として、シビアアクシデントの諸現象にはなお大きな不確実さが残っているので、不確実さを小さくするための研究に併せて、不確実さのある中での意思決定手法の確立が必要である。

論文

炉心損傷事故解析コードTHALES-2 EWS版の開発

村松 健; 梶本 光廣*; 坂本 享*; 大田原 保夫*; 戸倉 和美*

第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.171 - 175, 1993/01

原研で開発された炉心損傷事故解析コードTHALES-2(BWR版)のエンジニアリングワークステーション(EWS)版を開発した。THALES-2は、炉心損傷事故の事故進展と放射性物質の移行挙動を解析し、環境への放射性物質の放出量(ソースターム)を計算する機能を持っている。このEWS版は、EWSの優れたグラフィック機能を活かして、入力データの作成、編集、解析結果の表示等を会話型で実行できるユーザーインターフェースを持ち、解析作業の効率化が図られている。また、解析結果の表示については、プラントの圧力や水位等の状態の変化をアニメーション的に表示することができ、計算結果の解釈を容易にしている。

論文

炉心損傷事故のソースタームに関する不確実さ要因の検討

梶本 光廣*; 村松 健

第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.25 - 33, 1993/01

原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)では、類似した事故シーケンスを数個のグループにまとめ、各グループを代表する事故シーケンスについて、放射性物質の環境放出量(ソースターム)を評価する。ソースタームには大きな不確実さがあり、これを低減することが課題の1つになっている。本報では、不確実さの要因を、1)事故シーケンスをグループ化することによって生じる不確実さ、2)物理現象のモデル化に伴う不確実さに分けて検討した。前者については原研で実施したBWRの51の事故シーケンスの解析結果から、事故シーケンスの不確実さが1桁程度より大きくなるであろうことを示した。後者については、現在なお残っている不確実さ要因をまとめると共に、原研で実施した感度解析、実験解析、ソースターム解析コードの比較解析等から得られた知見を整理した。

論文

PWR小破断LOCA起因事故シーケンスのソースターム評価

村松 健; 梶本 光廣*

第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.3 - 8, 1993/01

原研で実施している「国内軽水炉モデルプラントPSA」の一環として、原研で新たに開発されたTHALES-2コードを用いてPWRの小破断LOCA起因の炉心損傷事故シーケンスに関するソースターム評価を行い、炉心冷却に係わるシステムの作動/不作動が事故の進展やソースタームにどのような影響を及ぼすかを検討した。その結果、炉心損傷の開始時刻は、ECCSの作動/不作動とともに2次系冷却の有無に依存し、格納容器破損時刻は、これらの条件及び原子炉キャビティー内の冷却水の有無に依存すること、ヨウ素の環境への放出量は、1)炉心溶融、2)一次系でのヨウ化セシウムの再蒸発、3)溶融炉心コンクリート反応の3つの放出段階と格納容器破損時刻との関係に依存すること等が定量的に確認された。本報では、これらの解析結果を示すと共に、2つの事故シーケンスについて、他の解析コードによる計算結果との比較を示す。

論文

Analysis of direct containment heating in a BWR Mark-II containment

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。

論文

Comparative study of source terms of a BWR severe accident by THALES-2, STCP and MELCOR

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。

論文

The Validation of the ART code through comparison with NSPP experiments in the steam-air atmosphere

梶本 光廣*; 村松 健

CSNI-R-176, 13 Pages, 1991/00

ARTコードは軽水炉の炉心損傷事故時のエアロゾルとガス状の放射性物質の移行挙動を解析するコードであり、多成分エアロゾルの凝集、沈着、プールスクラビング、スプレイによる除去等に関する計算モデルが組み込まれている。軽水炉の炉心損傷事故時には格納容器内に水蒸気が充満しエアロゾルの沈着挙動に影響を与える。このため水蒸気雰囲気中でのエアロゾル挙動を精度良く計算することが必要である。本報では、軽水炉事故時の雰囲気条件を想定したNSPPエアロゾル実験(オークリッヂ研究所)の解析を通じてARTコードを検証した結果を報告する。解析の結果、NSPP-502、503、504実験で測定されたFe$$_{2}$$O$$_{3}$$エアロゾル濃度の時間変化とARTコードの計算結果は良好な一致を示しており、ARTコードの計算モデルの妥当性が示された。

論文

Analysis of aerosol behavior in containment overpressure failure scenarios in BWR Mark-II plant

梶本 光廣*; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 村松 健

CSNI-R-176, 15 Pages, 1991/00

BWR Mark-II型プラントのレベル2PSAの一環として、格納容器過圧破損に至る約200の事故シナリオのソースターム評価をTHALES/ARTコード体系を用いて行なった。その結果、過圧破損に至る場合のソースタームの特徴とソースタームを支配する放射性物質の沈着機構に関する知見が得られた。主な結果は次のとおりである。格納容器が過圧破損に至る時間に着目すると、事故発生後に作動するECCSの組み合わせから事故シーケンスを3つのグループに整理できる。この3つのグループはソースタームの観点からも異なる特徴を持っている。また、ソースタームの大きさは、(1)炉心溶融開始から格納容器破損までの時間と(2)圧力抑制プールでのスクラビング効果に強く依存する。本報では、これらの計算結果の詳細を紹介する。

論文

Development of THALES-2, a computer code for coupled thermal-hydraulics and fission product transport analyes for severe accident at LWRs and its application to analysis of fission product revaporization phenomena

梶本 光廣*; 村松 健; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 野口 俊英*

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, 9 Pages, 1991/00

原研では、確率論的安全評価に関する研究の一環として、炉心損傷事故解析コードTHALES-2を開発した。同コードは、炉心損傷事故時に原子炉冷却系内及び格納容器系内で起きる現象を総合的に解析できるコードであり、熱水力挙動と放射性物質(FP)挙動を同時に解析できること等の特徴がある。本報では、まずTHALES-2コードの解析モデルを記述する。次に、BWRの小破断LOCAを対象にした解例について述べる。本解析は、ソースタームの不確実さの要因であるFP再蒸発の影響を調べたものである。解析の結果、(1)原子炉冷却系内でのCsIの再蒸発はFPの崩壊熱による構造物の温度上昇によって著しく促進される、(2)CsOHやTe$$_{2}$$の再蒸発は、化合物が構造物に化学吸着するためにほとんど起きない。等の結果を得た。

論文

A New modelling approach for containment event tree construction; Accident progression stage evaent tree method

渡邉 憲夫; 梶本 光廣*; 村松 健

2nd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. l, 14 Pages, 1990/00

格納容器破損に至る事故のシナリオを分かり易く表現すめための一方法として、段階型事故進展イベントツリーを考案した。この方法は、幾つかの事故の進展段階ごとにイベントツリーを作成しそれを有機的に結合することによって格納容器破損に至る事故シナリオを詳細かつ明確に表現するものである。各段階ごとのイベントツリーでは、事故を終息させるための方策や格納容器健全性に脅威となる現象の発生メカニズム、並びに、それらの間にある従属関係を詳細かつコンパクトにモデル化することができる。そのため、イベントツリー作成に要する労力や定義した事故シナリオを理解するための労力を軽減できる。また、段階型事故進展イベントツリーの定量結果は、どの段階でいかなる現象によって格納容器破損に至る可能性が大きいかを明示することができる。本報では段階型事故進展イベントツリーの概念を紹介する。

論文

放射性物質移行挙動解析コードARTを用いたNSPPエアロゾル実験の解析

石神 努; 小林 健介; 梶本 光廣*

日本原子力学会誌, 31(8), p.920 - 929, 1989/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ARTコードは、軽水炉の炉心溶融事故時ソースタームを計算するものである。同コードでは、炉心溶融事故時に核分裂生成物輸送の重要な担い手となるエアロゾルについての移行挙動が詳細にモデル化されている。すなわち、エアロゾルをその質量に応じて幾つかのクラスに分類し、多成分から成るエアロゾルの凝集過程及び沈着過程を扱っている。ARTコードのエアロゾル挙動解析モデルの妥当性を調べるために、同コードを用いてNSPPエアロゾル実験を解析した。解析を通じて、同コードの妥当性を確かめるとともに、エアロゾル挙動の重要な物理過程が凝集による成長と重力沈着、空気雰囲気における熱泳動沈着、水蒸気雰囲気における拡散泳動沈着であることをあきらかにした。

報告書

炉心溶融事故時FP移行挙動解析コードARTの使用手引

石神 努; 坂本 亨*; 小林 健介; 梶本 光廣*

JAERI-M 88-093, 89 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-093.pdf:2.2MB

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。

口頭

確率論的安全評価実施基準,レベル3PSA編

本間 俊充; 梶本 光廣*; 内藤 真*

no journal, , 

日本原子力学会標準委員会発電炉専門部会レベル3PSA分科会では、確率論的安全評価(PSA)のうち、原子力発電所の事故時に環境に放出される放射性物質に起因する公衆の健康影響を評価するレベル3PSA実施手順の標準化の検討を進め、おもに安全目標/性能目標への適合性評価を活用目的としてレベル3PSAの標準案を策定した。

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