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今泉 悠也; 山田 文昭; 有川 晃弘*; 矢田 浩基; 深野 義隆
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00083_1 - 18-00083_11, 2018/08
ループ型高速炉において想定される液位確保機能喪失(LORL)に対しては、ナトリウム汲み上げあるいはサイフォンブレークといった液位確保対策が考えられるが、それらの対策の有効性を評価するために、液位計算プログラムを開発した。確率論的リスク評価(PRA)により発生確率が無視できないため、本研究では、一次主冷却系での2か所漏えいが発生するものとして評価を行った。従来の保守的な想定に替り、漏えいの原因となる現実的な配管破損規模の検討を行うとともに、代表的な事故シーケンス及び漏えい箇所を選定した上で、炉容器内の液位の変化を計算した。さらに、液位確保策への影響を明らかにするため、より大きな破損規模での計算も行った。その結果、液位確保対策を考慮すれば、一次主冷却系での2か所漏えいが発生した場合においても、一次冷却材の循環ループを維持することができることを明らかにした。
山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。
今泉 悠也; 深野 義隆
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.357 - 363, 2016/04
SFRにおける炉心崩壊事故の起因過程を解析するコードとして開発されたSAS4Aコードは、今後安全審査においても採用される可能性があり、また実験的知見による妥当性確認が行われる必要がある。そこで本研究では、国際共同CABRIプロジェクトによる実験結果を使用して、本コードの妥当性確認を行った。なお本研究で妥当性確認の対象としたCABRIの3試験は全て、中程度の燃焼度(6.4at%)の中空燃料について行われたものである。ここでは、SFRにおけるULOFの条件を模擬するため、流量減少(LOF)及び過渡過出力(TOP)により構成された過酷な印加条件が与えられた。TOPが印加されたタイミングは、冷却材温度が沸点近傍に達した時点、あるいは被覆管溶融の数秒後であった。解析の結果、冷却材沸騰のタイミング、沸騰中のボイド領域拡大、溶融燃料の移動・再凍結挙動などについて、CABRIの試験結果との良好な一致が得られた。本解析の結果、SAS4Aモデルの冷却材沸騰及び再配置モデルについての妥当性確認がなされた。
Cs流出率の比較北村 哲浩; 今泉 圭隆*; 山口 正秋; 油井 三和; 鈴木 規之*; 林 誠二*
環境放射能除染学会誌, 2(3), p.185 - 192, 2014/09
福島第一原子力発電所の事故に起因して福島の地表に降下した放射性セシウムについて、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所で独立に開発した陸域解析モデルSACTおよびG-CIEMSを用いて、河川を通じて河口域に到達する年間流出率を解析した結果を比較検討した。対象河川は規模および流域の放射性セシウム沈着量を考慮し、阿武隈川、請戸川、新田川の3水系とした。その結果、モデルの構成内容や用いた仮定に異なる点があるものの、地表からの年間流出率は1%に満たないことが両モデルで試算された。
深野 義隆; 今泉 悠也; 吉岡 尚憲*; 赤堀 央*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷起因過程解析コードSAS4Aを用いて、国際共同CABRI炉内試験の解析を実施した。本研究では、いずれも中程度の燃焼度でスミア密度の低い燃料を用い、出力パルスの印加タイミングの異なる3試験を対象に試験解析を行った。本発表では、SAS4Aコードのモデル概要、及び解析の対象としたCABRI炉内試験の概要について説明し、後続の発表で各試験の解析結果について報告する。
今泉 悠也; 深野 義隆
no journal, ,
本研究では、炉心損傷起因過程解析コードSAS4Aを用いて、国際共同CABRI炉内試験のうち、EFM1試験の解析を行った。EFM1試験では、流量減少による冷却材沸騰及び被覆管溶融の後に出力パルスを印加している。本試験では、燃料溶融後も核加熱が継続しているため、溶融燃料の大幅な移動と再固化が観察されており、解析におけるそれらの挙動の再現性も焦点の一つとなる。試験解析の結果、冷却材沸騰のタイミングや沸騰領域の拡大、また燃料の溶融移動挙動等について、実験結果との良好な一致を確認することができた。
今泉 悠也; 深野 義隆
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故後に制定された新規制基準では、高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)について、シビアアクシデント対策の有効性評価に用いる解析コードの妥当性確認が求められている。ここで、炉心損傷事故の起因過程の解析には、SAS4Aコードを使用する予定である。そこで、国際共同CABRI炉内試験を対象に、SAS4Aコードによる解析を行い、その妥当性を確認することとした。本研究では、CABRI炉内試験のうち、燃焼度が6.4at%程度で、「もんじゅ」と同様の低スミア密度燃料を使用し、流量減少後に出力パルスを印加した3試験を対象に解析を行った。その結果、反応度効果の観点から重要な、冷却材沸騰のタイミングや沸騰開始後の沸騰領域の拡大や溶融燃料の移動等について、試験結果と解析結果の良好な一致を得ることができた。これらにより、SAS4Aコードの冷却材沸騰や燃料溶融移動モデルの妥当性を確認することができた。
森 健郎; 素都 益武; 今泉 悠也; 吉村 一夫; 深野 義隆
no journal, ,
廃止措置段階における熱的影響評価として燃料健全性を評価した。本報では、廃止措置段階での燃料の取扱いについて整理し、炉心、炉外燃料貯蔵槽、燃料池及び燃料集合体の移送中の各段階における燃料健全性に関わる保守的評価の結果を示す。
今泉 悠也; 山田 文昭; 西村 正弘; 森 健郎; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉におけるATWSの内、原子炉の定格運転中に炉心流量を喪失するLOF、制御棒の誤引抜がなされるとするTOP、除熱源を喪失するLOHRS型事象のそれぞれについて、系統間機能依存性、余裕時間、設備容量、代表性の観点から、重要事故シーケンスを選定し、原子炉トリップ信号の一つの発信に失敗するものの、他の原子炉トリップ信号の発信により原子炉停止されるケースを対象に解析を行った。その結果、いずれのケースも炉心損傷の判断基準を下回り、炉心損傷を防止できることが明らかになった。
