Research & development of safety approach and safety assessment for the next generation SFR

岡野 靖; 栗坂 健一; 山野 秀将; 藤田 哲史; 西野 裕之; 堺 公明

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management Topical Conference; In light of the Fukushima Dai-ichi Accident (PSAM 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04

Preliminary safety assessments have been conducted on JSFR under the FaCT project. The main conclusions were: (1) the key safety parameters satisfy design limits, (2) passive reactor shutdown mechanism for the prevention and an in-vessel retention concept for the mitigation of severe accidents were built-in, (3) the core damage frequency was assessed to be less than 10/site-year, and risk target for earthquakes was assessed to meet the design conditions as of 2007. In the light of TEPCO's Fukushima Dai-ichi NPP accidents, the next safety-related research and development items will be: (1) In-detail Level-1 PRA on loss of heat sink type severe accidents, (2) Unreliability factor evaluations on passive safety system, (3) Accident scenario initiated by external events, (4) Risk-informed approach to extreme external hazards for clarifying reasonable design margins and (5) Establishment of harmonized safety design criteria.

A Three-dimensional neutronics-thermohydraulics simulation of core disruptive accident in sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史

Nuclear Engineering and Design, 239(9), p.1673 - 1681, 2009/09

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2009.03.010

SIMMER-IIIは二次元多速度場多相多成分オイラー型流体力学コードに燃料ピン及び空間・エネルギー依存核計算モデルを結合した解析コードである。SIMMER-IIIは許認可のための高速炉安全解析の標準解析ツールとなると期待されていることから、同コードは十分ロバストで信頼できることを実証されねばならない。そのため、同コードの体系的検証計画が欧州研究機関と協力して実施されてきた。SIMMER-IIIをそのまま三次元に拡張したSIMMER-IVが開発された。最近では、SIMMER-IVの並列化を進め、利用可能な計算機資源でSIMMER-IVを実機解析に適用することが可能となった。より現実的な事故シナリオを明らかにするため、SIMMER-IVを用いた三次元解析結果を示す。

First 3-D calculation of core disruptive accident in a large scale sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; Maschek, W.*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

本研究では、SIMMER-IVコードを大型ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故に初めて適用して、事象推移を描くとともに重要な特徴を把握することを試みた。3次元計算は多くの計算時間を要するため、本研究では遷移過程の初期過程に注目してSIMMER-IVによる解析を行った。計算結果は再臨界もなくマイルドな事象推移を示した。小型ナトリウム冷却高速炉と比べると、大型ナトリウム冷却高速炉では径方向スロッシングがさほど有意でないことがわかった。

CABRI炉内試験等の知見を反映した「もんじゅ」ULOF事象解析

佐藤 一憲; 飛田 吉春; 鈴木 徹; 川田 賢一; 深野 義隆; 藤田 哲史; 神山 健司; 野中 信之; 石川 眞; 宇佐美 晋

JAEA-Research 2007-055, 84 Pages, 2007/05

JAEA-Research-2007-055.pdf:16.66MB

高速原型炉「もんじゅ」の当初安全審査では、「技術的には起こるとは考えられない事象」の一つである「1次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)」の評価を行い、発生する機械的エネルギーが大気圧までの等エントロピー膨張ポテンシャルで約380MJになるとの結論を得ていた。一方、「もんじゅ」は平成7年の2次系ナトリウム漏洩事故以来、10年以上の間プラント停止状態が続いており、この停止期間の間に核分裂性プルトニウムの一部が壊変によりアメリシウムに変わることによって、炉心の反応度特性が変化している。本研究はプルトニウム組成の変化による反応度特性の変化が発生エネルギーに与える影響を評価する目的で、ULOF事象の事象推移解析を行ったものである。ULOF事象推移解析においては、原安全審査以後に行われた安全研究によって得られた新たな知見を反映した解析を行った結果、反応度特性の変化を考慮しても、原申請における解析から得られた機械的エネルギー放出値を超えることはないとの結論を得た。

Development of a three-dimensional CDA analysis code; SIMMER-IV, and its first application to reactor case

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 佐藤 一憲; 丹羽 元

Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 12 Pages, 2006/03

炉心崩壊事故の遷移過程解析のため、2次元SIMMER-IIIコードをもとに3次元炉心安全解析コードSIMMER-IVの開発が行われた。また、世界で初めてSIMMER-IVを小型ナトリウム冷却高速炉に適用し、遷移過程の初期段階における事象推移を明らかにすることを試みた。このSIMMER-IVによる解析は、制御棒案内管の存在を無視したSIMMER-IIIによる2次元解析の場合と比較された。従来シナリオは比較的早期に高い流動性を持つ燃料プールが形成されていたが、3次元的な物質配位を考慮した本解析により、それは非現実的であり、遷移過程の初期段階では崩壊炉心は低流動性を保つ傾向があることが示された。

SIMMER-III: A Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 3.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.

JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。

鉛冷却高速炉の炉心損傷事故事象解析-12年度成果-

飛田 吉春; 藤田 朋子; 藤田 哲史

JNC TN9400 2001-050, 4 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-050.pdf:1.68MB

核燃料サイクル開発機構では、安全確保を前提に「経済性向上、資源の有効活用、環境負荷低減、核不拡散性の確保」を目標として、実用化に向けて競争力のある高速炉プラントを創出する実用化戦略調査研究を進めている。本報告書では、この調査研究において実用化炉の候補概念の一つとして検討されている重金属冷却高速炉の炉心安全性の特徴を明らかにすることを目的として実施した炉心損傷事故解析における事象進展について報告する。解析の結果、被覆管の溶融移動とプレナムガス放出によるボイド反応度挿入は緩慢であるため、再臨界を駆動することはないことが示された。一方、炉心損傷が進展して崩壊した燃料粒子の単相の鉛冷却材に分散した状態では、名乗り冷却材の流れによる燃料集中で再臨界が駆動される可能性のあることが明らかとなった。また、事故影響の炉容器内格納性の観点からは、高温化した鉛に対する一時系バウンダリ、炉容器内構造物及び崩壊熱除去機能の健全性維持が重要となることが指摘された。

SIMMER-IV: A Three-Dimensional Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis - Version 1.B Model Summary and Program Description -

近藤 悟; 山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 守田 幸路*; 水野 正弘*; 細野 正剛*

JNC TN9400 2001-003, 307 Pages, 2000/11

JNC-TN9400-2001-003.pdf:8.33MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-4コードの開発を行った。本報告書に述べる第1版(Version 1)では、核計算部(中性子輸送モデル)は2次元モデルを採用しており、流体力学との結合のためのインターフェイスを用意した。SIMMER-4の完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-4 Version 1.Bの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。

Phase 2 code assessment of SIMMER-III; A computer program for LMFR core disruptive accident analysis

近藤 悟; 山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 神山 健司; W.Maschek*; P.Coste*

JNC TN9400 2000-105, 777 Pages, 2000/09

JNC-TN9400-2000-105.pdf:33.07MB

液体金属冷却高速炉の安全解析コードSIMMER-IIIの開発は、2次元、3速度場の多相・多成分流体力学モデルを空間依存動特性モデルと統合したシステムコードであるVersion2を計画通り完成した。現在このプロジェクトにはドイツのFZKおよびフランスのCEAが参加しており、将来このコードを標準的な安全評価手法として確立していくために、同コードの包括的・体系的な検証計画を共同で実施することを合意している。検証計画は個別の基本要素モデルを検証する第1期検証および安全評価上の主要現象に係わる総合的な検証を目的とした第2期検証に分けて段階的に進めることとしており、現在までに第2期検証計画が終了した。本報告書は、全体的な検証計画、第2期検証計画として実施した、高速炉の安全上の主要現象5分野についての34種のテスト問題についての解析結果、及びこれを基にした総合評価の成果について記載する。国際協力及び世界中の実験データベースを活用した本研究を通じて、SIMMER-IIIが数値的および物理的に基本的に妥当であること、ならびに適用範囲および柔軟性に関して先行コードと比べて格段に高度化されていることが確認された。したがって、本コードは複合現象を取り扱う実機の安全解析に適用可能であると判断される。また、検証解析を通じて同コードの適用限界や今後の開発課題についても明らかになってきた。

Space-time kinetics simulation of an early burst phase of the criticality accident

飛田 吉春; 藤田 哲史; 近藤 悟; 山野 秀将

International Workshop on the Safety of the Nuclear Fuel Cycle, 0 Pages, 2000/00

本研究では、従来評価できなかった溶液プールの多次元的な二相流動や溶液の分布が大きく変化したときの空間依存の効果をより詳細に評価するため、高速炉安全解析コードとしてサイクル機構が開発してきた多相多成分の流動解析アルゴリズムと空間依存動特性モデルを結合したSIMMER-IIIコードに放射線分解ガスモデルを組み込み、溶液系の臨界事象における多次元的挙動を解析する手法を開発した。この手法をウラン加工工事における臨界事故の解析に適用し、一点近似動特性におる従来の専用コードによる解析と整合した結果を得た。溶液の多次元的な流動や空間依存性により出力バーストが増幅されることはないとの見通しを得た。