Revolatilization of iodine by bubbly flow in the suppression pool during an accident

南上 光太郎; 石川 淳; 杉山 智之; Pellegrini, M.*; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1407 - 1416, 2022/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2062065

To appropriately evaluate the amount of radioactive iodine released into the environment, we extended the current pool scrubbing model to consider revolatilization at bubble surfaces due to bubbly flow generated in the suppression pool, and the effect of revolatilization by bubbly flow was quantitatively evaluated using a station black out sequence in this work. Gaseous iodine species are produced in the suppression pool in an accident. They are gradually released from the pool surface, but when a large amount of gas flows from the drywell into the suppression pool, the revolatilization of gaseous iodine dissolved in the pool water is promoted by bubbly flow. The results of this study indicated that the release amount of iodine immediately after suppression chamber (S/C) vent operation increased by up to 134 times when considering the revolatilization effect associated with bubbly flow. These results were due to the increase in the gas-liquid interfacial area at bubble surfaces and the overall mass transfer coefficients under two-phase flow conditions due to bubbly flow. It was shown that caution is required for early S/C vent operation.

Case study on sampling techniques using machine learning and simplified physical model for simulation-based dynamic probabilistic risk assessment

久保 光太郎; Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/11

動的確率論的リスク評価(PRA)は、従来のPRAよりも現実的で詳細な解析を可能とする。しかし、これらの改善とトレードオフの関係にあるのは、多数の熱水力解析を行うことに伴う膨大な計算コストである。本研究では、機械学習に基づいて、熱水力解析を省略することでこの計算コストを削減することを目指した。機械学習には、サポートベクターマシンを選択し、その構築には高忠実度・高コストの詳細モデルと、低忠実度・低コストの簡易モデルを用いた。その結果、今回仮定した条件においては、精度を大幅に低下させることなく計算コストを約80%削減することができた。

Analysis for the accident at unit 2 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08

JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
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高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

Sensitivity analysis of source term in the accident of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station Unit 1 using THALES2/KICHE

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

福島第一原子力発電所で生じた事故では、津波を原因とした電源喪失により、炉心損傷及び格納容器の損傷に至り核分裂性物質が環境に放出された。事故時に計測されたデータ及び事故進展解析、また、事故を起こしたプラントの建屋及び格納容器内部の調査により、事故進展の理解は進んでいる。一方でプラント内事故進展解析と放出された放射性物質の拡散解析の連携解析を行っている例は多くはない。原子力機構では、シビアアクシデント解析と確率論的事故影響評価との連携解析を計画している。この連携解析では、多くの不確かな要因による幅広い不確かさ幅が予想される。この連携解析を効率的に行うため、事故を起こしたプラントのうち、はじめに環境へのFP放出があった1号機を対象に、格納容器の破損箇所及び漏えい面積について、原子力機構で開発しているTHALES2/KICHEを用いた感度解析を行った。想定する格納容器の破損個所は、ヘッドフランジ、ペネトレーションシール及び真空破壊弁配管とした。これに加え、ベント弁の一部開を想定した解析結果も含め、報告する。

Severe accident scenario uncertainty analysis using the dynamic event tree method

Zheng, X.; 玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

Several types of uncertainties exist during the simulation of a severe accident. These may result from incomplete knowledge about the plant systems, accident progression and oversimplified numerical models. Among them, parameter uncertainty can be treated via Monte-Carlo-sampling-based methods. To tackle the severe accident scenario uncertainty, we must resort to advanced dynamic probabilistic risk assessment (PRA) methods. In this paper, authors reviewed the previous dynamic PRA methods and tools, and then performed a preliminary scenario uncertainty analysis, by using an integrated SA code (THALES2) and a scenario generator (RAPID, risk assessment with plant interactive dynamics), both being developed at JAEA. THALES2 is a fast-running severe accident code for the simulation of severe accident progression and source term in light water reactors. Typical scenarios of station-blackout (SBO)-initiated accidents in boiling water reactors are generated and simulated. The dynamic event tree (DET) method is applied to consider the stochastic uncertainties during the scenario progression. Major groups of SBO sequences with the similar accident characteristics can be found. To provide a reference value for risk, a conditional core damage frequency is calculated accordingly. This is a preliminary analysis for severe accident scenario uncertainty quantification at JAEA, and further DPRA researches are in progress.

Source term analysis considering BC/steel interaction and oxidation during severe accidents

石川 淳; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using the integrated severe accident analysis code THALES2. In the present study, models for the eutectic interaction of boron carbide (BC) with steel and the BC oxidation were incorporated into THALES2 code and applied to the source term analyses for a boiling water reactor (BWR) with Mark-I containment vessel (CV). Two severe accident sequences with drywell (D/W) failure by overpressure initiated by loss of core coolant injection (TQUV sequence) and long-term station blackout (TB sequence) were selected as representative sequences. The analyses indicated that a much larger amount of species from the BC oxidation was produced in TB sequence than TQUV sequence. More than a half of carbon dioxide (CO) produced by the BC oxidation was predicted to dissolve into the water pool of the suppression chamber (S/C), which could largely influence pH of the water pool and consequent formation and release of volatile iodine species.

Bayesian optimization analysis of containment venting operation in a BWR severe accident

Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10

Containment venting is one of essential measures to protect the integrity of the final barrier of a nuclear reactor, by which the uncontrollable release of fission products can be avoided. The authors seek to develop an optimization approach to the planning of containment-venting operations by using THALES2/KICHE. Factors that control the activation of the venting system, for example, containment pressure, amount of fission products within the containment and pH value in the suppression chamber water pool, will affect radiological consequences. The effectiveness of containment venting strategies needs to be confirmed through numerical simulations. The number of iterations, however, needs to be controlled for cumbersome computational burden of severe accident codes. Bayesian optimization is a computationally efficient global optimization approach to find desired solutions. With the use of Gaussian process regression, a surrogate model of the "black-box" code is constructed. According to the predictions through the surrogate model, the upcoming location of the most probable optimum can be revealed. The number of code queries is largely reduced for the optimum finding, compared with simpler methods such as pure random search. The research demonstrates the applicability of the Bayesian optimization approach to the design and establishment of containment-venting strategies under BWR severe accident conditions.

Physical mechanism analysis of burnup actinide composition in light water reactor MOX fuel and its application to uncertainty evaluation

大泉 昭人; 神 智之*; 石川 眞; 久語 輝彦

Annals of Nuclear Energy, 81, p.117 - 124, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.03.033

燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムを把握することは、バックエンド施設設計の妥当性や信頼性の必要条件を満たすために不可欠である。したがって、核データ等の物理量に起因する不確かさは定量的な分析が必要となる。本論文では、軽水炉MOX燃料を対象とし、一般化摂動論に基づいた核データ感度を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の物理メカニズムの分析手法を示す。まず、燃焼チェーン上に反応率を示した図を用い、燃焼によるアクチノイド組成変化の基本的な物理メカニズムについて議論する。次に、燃焼感度解析を用い、アクチノイドが生成される物理メカニズムについて詳細な分析を行う。ここでは、例としてCmとPuが生成される物理メカニズムについて分析する。最終的に、燃焼チェーン上に反応率を示した図と燃焼感度解析の組み合わせにより、アクチノイドの生成源の同定や核反応の間接的な影響の評価までできることを示す。また、燃焼感度係数の適用例として、核データ精度向上の優先度の判断に有用となる、核データ共分散と組み合わせた評価手法を紹介する。また、付録には、アクチノイドや反応を感度の傾向別に分類した結果を載せている。

軽水炉燃焼組成の核データ感度データベース

大泉 昭人; 神 智之*; 横山 賢治; 石川 眞; 久語 輝彦

JAEA-Data/Code 2013-019, 278 Pages, 2014/02

JAEA-Data-Code-2013-019.pdf:13.33MB
JAEA-Data-Code-2013-019-appendix-(CD-ROM).zip:114.27MB

過去の軽水炉燃料から将来想定される軽水炉燃料(PWR及びBWRにおけるUO燃料及びMOX燃料の代表的燃料ピン仕様)の燃焼後燃料組成について、一般化摂動論に基づいた燃焼感度解析を行った。この解析においては、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0と汎用炉心解析システムMARBLEを用い、主要な核種である、35個の核分裂生成物と18個の重核種の燃焼後数密度について、多群(107群)断面積、半減期及び核分裂収率に対する感度係数を算出した。算出した感度係数については、データベースとして電子ファイルをCD-ROMに格納した。本報告書では、重要な結果を包括的に示すとともに、個々の燃焼感度係数について、物理的なメカニズムを詳細に考察した。本報告書にまとめた感度係数は、核データ共分散や照射後試験データを組み合わせることによって、verification & validation等への要求に応えることが可能となる。また、核データに起因した不確かさを要因別に評価できるため、設計合理化のための方策を検討する上で、物性データの精度向上を目指した、核データ測定への提案や炉物理実験のニーズの抽出を行うために有効なデータベースとなることが期待される。