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論文

米国原子力学会1999年冬の大会「JCO臨界事故特別セッション」の報告

早田 邦久; 加藤 正平; 石井 保*

日本原子力学会誌, 41(12), p.1234 - 1235, 1999/12

JCO臨界事故は米国内においても多大な関心を集め、大統領から支援の申し入れがあるなど、情報の不足もありマスコミも大きく取り上げた。米国原子力学会は、JCO事故について、正確な情報に基づいて、事故を把握するとともに、今後の安全性確保のための教訓を得るため、冬の大会において特別セッションを開催することとし、日本原子力学会を通じて、専門家の派遣を要請してきた。そこで、著者等は、当該事故について報告するとともに、意見交換を行った。

論文

シビアアクシデント研究に関するCSARP計画の成果

杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*

日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。

論文

SCDAP/RELAP5 analysis of station blackout with pump seal LOCA in Surry plant

日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(6), p.527 - 538, 1995/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.9(Nuclear Science & Technology)

PWRの全交流電源喪失事故時には、ポンプシール冷却水の停止によりシールが破損する(S3-TMLB'シーケンス)可能性がある。SNLが行ったSurry炉のMELPROG/TRACコード解析では、シール破損により1次系が減圧され、蓄圧水注入と炉心部冷却により圧力容器(RPV)破損が大幅に遅れることが示された。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いこれを検証するとともに、原研のROSA-IV計画における実験結果と解析結果を比較した。その結果、1)S3-TMLB'中にループシール解除が起きる可能性は高いが、それによる事故進展の遅れは僅かである。2)蓄圧水注入によりRPV破損は約1時間遅れるが、蓄圧水が自動的に注入される可能性は低い。従って1次系強制減圧操作が望まれる。3)SCDAP/RELAP5解析では、MELPROG/TRACが予測した大幅なRPV破損時刻の遅延は起きなかったが、その原因として、ノーディング、解析モデルに差があることを明らかにした。

論文

Current trends in severe accident research

早田 邦久; 久木田 豊; 藤城 俊夫; 杉本 純; 山野 憲洋

Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Proc,Vol. II, 0, p.3 - 8, 1994/00

シビアアクシデントに関する研究は、主として1979年のTMI-2事故を契機として開始され、さらに1986年のチェルノブイル事故により加速された。この15年間の研究により、シビアアクシデントに関する現象論の理解はより進み、また解析的手法の開発・改良も進展した。シビアアクシデントに関する知見や経験を規制、確率論的安全評価、アクシデントマネジメント方針の検討、及び将来型原子炉の開発に適用する試みがなされている。本論文では、シビアアクシデント研究の動向について記述している。

論文

Findings from ALPHA program in the context of required containment capability

杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 早田 邦久

Safety Options for Future Pressurized Water Reactors, 0, 14 Pages, 1994/00

原研のALPHA計画では、シビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷を評価し、リーク挙動を明らかにし、またアクシデントマネジメントの有効性を検討することを目的に、(1)溶融炉心冷却材相互作用試験、(2)電線貫通部リーク試験、(3)溶融炉心コンクリート相互作用試験、(4)エアロゾル挙動試験、を実施している。本論では、格納容器に求められる能力に関し、ALPHA計画でこれまでに得られた知見について述べている。溶融炉心冷却材相互作用試験では、水蒸気爆破の発生を抑制するのに溶融物分散板が有効であること、溶融物の上から注水することはアクシデントマネジメントとして一般に有効であることを確かめた。リーク試験では、圧力より温度負荷が支配的であること、多くのシビアアクシデントに対し電線貫通部は健全性を保ち得ることを確かめた。今後は、実炉へのスケーリング則及びアクシデントマネジメントの有効性確認が重要である。

論文

Small-scale component experiments of the penetration leak characterization test in the ALPHA program

山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久

Nuclear Engineering and Design, 145(3), p.365 - 374, 1993/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:68.67

事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の電線貫通部リーク定量化試験では、PWRで用いられている電線貫通部の中でリーク発生の観点から重要と思われるアルミナ磁器モジュールとシリコン樹脂部分を取り出して試験体を製作し、シビアアクシデント時におけるそれらの挙動を実験により調べている。事故時に予測される高温状態下ではシリコン樹脂は溶融するが、その溶融進展には電線貫通部の金属部分が影響を与えることがわかった。アルミナ磁器モジュールは、事故時に予想される格納容器内熱水力状態よりもさらに高温、高圧で実施された試験でも健全性を失わなかった。実験から、研究対象とした電線貫通部からはシビアアクシデント時にもリークは発生しないであろうと予測される。実験で得られたデータは、他の型の電線貫通部の挙動も予測できるような汎用解析モデルの開発にも用いられる。

論文

Fire behavior and filter plugging during a postulated solvent fire in the extraction process of a nuclear fuel reprocessing plant

橋本 和一郎; 西尾 軍治; 早田 邦久

Nuclear Technology, 101, p.218 - 226, 1993/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.13(Nuclear Science & Technology)

わが国の再処理施設では、抽出工程における溶媒火災が想定事故の一つとなっている。抽出工程には高濃度の核分裂生成物(FP)と多量の核燃料物質が存在するため、想定溶媒火災事故時において換気系がこれら多量の放射性物質の閉じ込め機能を有することを実証する必要がある。このため、高性能粒子エアーフィルタ(HEPAフィルタ)を含む火災事故時フィルタ実証試験装置(FFF)を用いた大規模試験が実施された。実証試験の結果、換気系のHEPAフィルタは、想定溶媒火災事故に対してその健全性を維持し、火災により発生した放射性物質を含むと考えられる煤煙粒子に対し十分に高い除染係数をもつことが実証された。

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

Studies of fuel coolant interactions during core melt accident of nuclear power plants

山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 早田 邦久

NUREG/CP-0127, 0, p.271 - 281, 1993/00

原子炉の炉心溶融事故時に発生する溶融物と冷却材の相互作用を調べるため、原研では事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の中で、溶融物落下水蒸気爆発実験と溶融炉心冷却性実験を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験ではテルミット(アルミニウムと酸化鉄の混合物)を燃焼して高温溶融物を作り水プール中に落下させた。テルミットの量や雰囲気圧力が水蒸気爆発の発生に与える影響を調べるとともに、水蒸気爆発が発生した時には熱から機械的エネルギーへの変換効率を求めた。雰囲気圧力が高い時や分散板で落下溶融物を強制的に分散させた場合には水蒸気爆発の発生が抑制されるのがわかった。溶融炉心冷却性実験ではテルミットで模擬した溶融炉心に水をかけて水蒸気爆発の発生を調べるとともに、溶融物表面から上方の水プールへの熱除去量を評価した。いずれの実験でも生成したデブリの粒径分布等を調べた。

報告書

原子炉のシビアアクシデント評価に関する研究の現状

早田 邦久; 日高 昭秀; 橋本 和一郎

JAERI-M 92-061, 40 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-061.pdf:1.23MB

原子炉安全確保の基本は、事故の発生を未然に防ぎ、異常や事故が、シビアアクシデントに至らないようにすることである。実際には、原子炉に異常が発生しても、それを早期に検出し処理をとるめことができるように設計・製作されていること、仮に事故が発生しても事故の拡大を防止し、さらに収束できるように機器・施設を備えていること、等が設計上要求されている。しかし、シビアアクシデントに対する対応についても発生防止も含め十分に考慮することが、安全性のさらなる向上にとっても重要である。このため、シビアアクシデント研究が原研を含む国内外で積極的に実施されており、多くの知見が得られている。これまでに、燃料損傷初期の進展過程については多くのデータが得られているが、後期の進展過程については不確実さが大きく、今後の検討課題である。また、アクシデントマネジメントの観点からの研究が今後必要である。

報告書

ALPHA計画電線貫通部リーク定量化試験シリコン樹脂実験(SLB001,SLB002); 樹脂の挙動に対する熱的影響の評価

山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 早田 邦久

JAERI-M 92-055, 14 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-055.pdf:0.83MB

本報告書は、事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画電線貫通部リーク定量化試験の中で実施したシリコン樹脂実験についてまとめたものである。実験では、電線貫通部のシリコン樹脂部分を模擬した試験体をほぼ大気圧に保たれた試験容器内に設置し、格納容器内に相当する試験容器の高温側に水蒸気を供給しながら加熱し、格納容器外に相当する試験容器低温側には乾燥した窒素ガスを流して約288Kに保った。実験は2回行い、試験容器高温側を288Kから約1K/分の昇温速度でそれぞれ515Kと640Kまで上昇させた。試験体内部に配置した熱電対の温度分布から樹脂の挙動を推定し、リーク開始は窒素ガスの露点の変化で検出した。2回の実験では、試験容器高温側温度が約410Kと430Kの時リークが始まった。実験後の試験体検査からリーク開始時の経路はシュラウドに沿って形成されたと推定される。

報告書

ALPHA計画溶融物落下水蒸気爆発実験; 現象の把握とエネルギー変換効率の推定

杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結; 日高 昭秀; 早田 邦久

JAERI-M 92-035, 20 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-035.pdf:5.26MB

軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷と格納容器からのリーク挙動を明らかにし、またアクシデントマネージメントの有効性に関する定量的な検討に資するため、事故時格納容器挙動試験計画(ALPHA計画)を実施している。本報では、ALPHA計画で行う溶融炉心冷却材相互作用試験のうち、テルミット反応により生成した溶融物10kg及び20kgを水中に落下させ、水蒸気爆発を起こさせた実験結果についてもまとめたものである。この実験では、水蒸気爆発現象を高速度カメラにより撮影・記録することに成功した。また、水槽壁で得られた圧力パルスから、溶融物の有する熱エネルギーから水蒸気爆発で発生した運動エネルギーへの変換効率の推定を行った。

報告書

Proceedings of the Third CSNI Workshop on Iodine Chemistry in Reactor Safety; September 11-13, 1991, Tokai-mura, Japan

石榑 顯吉*; 佐伯 正克; 早田 邦久; 杉本 純

JAERI-M 92-012, 522 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-012.pdf:15.92MB

OECD/CSNI主催の第3回原子力安全におけるヨウ素化学ワークショップが日本原子力研究所で1991年9月11日から13日にかけて開催された。このワークショップには、10ヶ国2国際機関から専門家約60名の出席があった。ワークショップでは、ヨウ素種の放射線分解及び表面における反応、基礎及び総合実験、解析モデル及びコードの開発など、原子力安全におけるヨウ素化学に関する合計29の論文が5つのセッションにおいて種々の観点から発表された。ワークショップにおける情報交換と発表後の討論により、軽水炉の事故時のヨウ素挙動に関するより深い理解が得られるとともに、今後の研究の進展に対しても大きな期待が寄せられた。

論文

Hydrogen generation during reflooding of degraded core as an accident management measure

日高 昭秀; 杉本 純; 早田 邦久

EUR-14039-EN, p.28 - 36, 1992/00

軽水炉のシビアアクシデントを早期に終息させるためのアクシデントマネージメントの一つとして、損傷した炉心を冠水させ冷却する手法がある。しかしながら、損傷した炉心を冠水すると、金属-水反応によって水素が発生すると共に、被覆管温度の上昇とそれに伴う燃料溶融の可能性がある。このため日本原子力研究所は、炉心損傷詳細解析コードSCDAPを用いて、TMI-2事故において事故後100分$$sim$$174分の間に再冠水が行われた場合を想定し、再冠水開始時刻、再冠水速度、再冠水前の炉心の水蒸気流量をパラメータとした感度解析を実施し、再冠水による水素発生量と炉心損傷への影響を評価した。解析の結果、以下の結論が得られた。(1)損傷炉心の再冠水により付加的な水素が発生する。(2)再冠水中の水素発生量は、未酸化Zrの量及び再冠水開始時刻に影響される。(3)一般に再冠水は早期に行われる程、炉心の損傷は軽減され水素発生量は少ない。

論文

事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画

早田 邦久; 山野 憲洋; 杉本 純

原子力工業, 38(8), p.38 - 44, 1992/00

軽水炉のシビアアクシデントは未然にその発生を防止することが基本であるが、シビアアクシデント時の原子炉挙動を十分に理解し、原子炉のシビアアクシデントに対する夏の安全裕度を把握しておく事は、原子炉の安全性を十二分に確保し、向上させるために極めて重要である。本報告書は、シビアアクシデント時の格納容器挙動を明らかにするために実施されている原研のALPHA計画の概要を紹介したものである。

論文

Thermal and stress analyses of the reactor pressure vessel lower head of the Three Mile Island Unit 2

橋本 和一郎; 鬼沢 邦雄; 栗原 良一; 川崎 了; 早田 邦久

Int. J. Press. Vessels Piping, 52, p.25 - 40, 1992/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:44.37

TMI-2号機圧力容器下部ヘッドのステンレスライナーに生じた亀裂の要因を解明するため、有限要素法解析コードABAQUSを用いた解析を行った。解析では、TMI-2事故時に約20トンの炉心溶融物が下部ヘッドに堆積した時点から7200秒間を対象とし、溶融物の冷却がある場合と無い場合について解析を行った。その結果、均一デブリ層に対し冷却がある場合、下部ヘッド貫通ノズルの溶接部近傍に最大応力を生じた。この結果は、TMI-2号機の下部ヘッド検査で明らかになった亀裂の位置と一致した。

論文

Analyses of ACE MCCI test L6 with the CORCON/VANESA code

日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結

KfK-5108; NEA/CSNI/R(92)10, p.211 - 225, 1992/00

溶融炉心・コンクリート反応(MCCI)中のFPの放出とコンクリートの侵食挙動を評価するため、ACE計画MCCI・L6実験の解析を実施した。熱水力解析にはCORCON/MOD2.04を用い、FPエアロゾルの放出解析にはVANESA1.01コードを用いた。CORCONコードでは水平面熱伝達モデルをGreeneからKutate-ladzeのものに変更し、コンクリートの侵食速度をよりよく予測することを可能にした。また、VANESAコードでは各々の核種の分圧に上限を設定して計算上分圧が過大になることを防いだ。本解析から、水平面熱伝達、化学平衡、炭化反応、及び酸素ポテンシャルがMCCI挙動全般に影響を与えることが明らかとなった。

論文

Small-scale penetration leak test in ALPHA program

山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 早田 邦久

NUREG/CP-0120, p.439 - 455, 1992/00

事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の電線貫通部リーク定量化試験では、PWRで用いられている電線貫通部の中でリーク発生の観点から重要と思われるアルミナ磁器モジュールとシリコン樹脂部分を取り出して試験体を製作し、シビアアクシデント時におけるそられの挙動を実験により調べている。事故時に予測される高温状態下ではシリコン樹脂は溶融するが、その溶融進展には電線貫通部の金属部分が影響を与えることがわかった。アルミナ磁器モジュールは、事故時に予想される格納容器内熱水力状態よりもさらに高温、高圧で実施された試験でも健全性を失わなかった。実験から、研究対象とした電線貫通部からはシビアアクシデント時にもリークは発生しないであろうと予測される。実験で得られたデータは、他の型の電線貫通部の挙動も予測できるような汎用解析モデルの開発にも用いられる。

論文

Finite element dynamic bifurcation buckling analysis of torispherical head of BWR containment vessel subjected to internal pressure

宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 上田 貴史*; 宗像 健*; 早田 邦久

Nucl. Eng. Des., 133, p.245 - 251, 1992/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.77

BWR格納容器の上部トリスフェリカルヘッド部は、設計基準を越える内圧荷重を受けると座屈変形をおこし破損に至る可能性がある。本報告では、シビアアクシデントを対象に、座屈変形挙動を解析評価した結果をまとめた。解析には、有限要素法を用いた解析コードを使用し、各種の圧力負荷変動を与えた場合の格納容器挙動を評価した。

論文

Fuel-coolant interaction experiments in ALPHA program

杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結; 日高 昭秀; 早田 邦久

Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics,Vol. III, p.890 - 897, 1992/00

原研のALPHA計画では、シビアアクシデントを対象として、(1)貫通部リーク定量化試験、(2)溶融炉心冷却材相互作用試験、(3)溶融炉心コンクリート相互作用試験、(4)エアロゾル挙動試験の4項目の試験を行うこととしている。本論文では、溶融炉心冷却材相互作用試験のうち、テルミット反応により生成した溶融物10kg及び20kgを水中に落下させ、水蒸気爆発を起こさせた実験結果について記述している。高速度カメラの観察から、水蒸気爆発のトリガーは水面近くで発生することが認められた。溶融物の熱エネルギーから運動エネルギーの変換効率は1%未満と評価した。自発的な水蒸気爆発は、落下途中の溶融物を人工的に分散させることにより、また、系圧力を1.6MPa程度に高めることにより、その発生が大きく抑制されることが確かめられた。

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