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高原 省五
no journal, ,
原子力施設の事故等の緊急事態において、公衆の被ばくを効果的に低減するためには、緊急時計画を事前に策定し、防災体制や社会基盤を事前に整備しておくことが重要である。本研究では、第一に、PSA手法を用いて、原子力発電所のシビアアクシデントに対する被ばく低減効果の高い防護対策の実施方法を検討した。この結果、早期大規模放出では、放射性物質が環境中へ放出される前に防護対策を実施することが、被ばく低減に重要であることが見いだされた。そこで第二に、現在の防災体制において、このような迅速な防護対策が現実に実行できるのか検討するために、避難施設等の社会基盤の整備と住民の防護対策に対する理解について調査した。これらの調査の結果をPSAへの入力としてフィードバックしながら、地域の現状を反映した防災体制を確立するために検討を進めていく予定である。
杉山 智之
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軽水炉をより効率的に利用するために、高燃焼度化,長サイクル運転,出力増強運転といった「軽水炉利用の高度化」が進められつつある。これらの高度化により燃料の負荷が増大するため、推進にあたっては安全性に対する影響を十分に確認する必要がある。本報告では、反応度事故に対する燃料の安全性に関して、これまでのNSRR実験から得られた研究成果及びそれらに基づいて定められた安全基準についてレビューするとともに、軽水炉利用の高度化に対応した安全基準を整備する際に必要とされる技術知見の取得に向けた取組み及び最新の成果を紹介する。
竹田 武司
no journal, ,
安全研究センターの熱水力安全研究グループでは、OECD/NEA ROSAプロジェクトの第1期,第2期計画を実施し、PWRの事故現象模擬性に優れたLSTFを用いた実験により、事故時の複雑現象を模擬・再現して、事故現象の解明を進めている。さらに、得られたデータをもとに安全解析コードの現象予測精度の向上を目指した研究に取り組んでいる。ここでは3つの代表例を用いてその成果を紹介する。圧力容器頂部の破断を想定した冷却材喪失事故(LOCA)実験に対しては、破断流モデルなどの適切なモデルの組合せにより、最適評価(BE)コードが事故現象を十分な精度で予測できることを検証した。また、非常用炉心冷却系ECCSの注水時に生じる温度成層にかかわる実験では、数値流体力学コードによる三次元流動解析が流体温度分布を再現することを確認した。さらに、リスク情報に基づいて設計基準事象の候補とされている中口径破断LOCA実験については、多くのプロジェクト参加機関とともに実験前(Blind)解析を実施し、BEコードの改善課題を確認した。
外池 幸太郎
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多様かつ多量の核燃料物質を取り扱う燃料サイクル施設では臨界安全は重要なテーマであり、トラブル発生防止、影響拡大防止、及び影響緩和のそれぞれの観点で研究が進められている。臨界事故時の対応の難しさから、特にトラブルの発生防止の研究に重点が置かれてきた。燃料サイクル施設の臨界安全設計・評価は、今日では解析プログラムと核データを用いた計算によっており、計算が正しいことを実験データにより検証することが重要である。このため、原子力機構では臨界実験による臨界量データの取得,これに基づく検証用モデルの整備,解析プログラムと核データの検証、及び臨界基礎データの計算を一貫して行ってきた。今後、軽水炉利用の高度化として核分裂性物質をより多く含んだ燃料設計が採用されると見込まれる。このため、燃焼度クレジットや毒物クレジットなどの新たな臨界安全管理手法の適用に必要な研究を進める。
木村 仁宣
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本研究グループがこれまでに実施してきたリスク情報活用及び原子力防災のための技術的支援に関する研究の成果について、ポスター発表を行った。
飯田 芳久
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放射性廃棄物の地層処分の安全評価において、放射性核種の岩石への収着は重要な評価因子である。本研究では、天然の岩盤から地下の還元状態を変化させないように注意しながら採取した地下水と岩石を用いて、地下水の塩濃度が放射性核種の収着性に与える影響を調べた。セレンは岩石に収着しにくい負イオンを形成するが、還元性の実験環境では鉱物表面との特異的な結合により、陽イオンであるセシウムと同等の収着性を有することがわかった。また、収着率は地下水の塩濃度が高くなることによって緩やかに低下するものの、その影響は顕著ではないことが確認された。
柴本 泰照
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沸騰水型原子炉の運転時異常過渡を対象として、リウェット点下流のドライアウト領域における熱伝達係数及びリウェット進展速度の相関式を実験及び既存文献モデルに基づいて提案する。前者の熱伝達係数相関式では、遷移沸騰領域を含む幅広い過熱度に適用可能なように、蒸気冷却に加えて液滴衝突による冷却効果を考慮したモデルを採用した。このような液滴衝突による冷却促進はリウェット時の液膜先端付近でも生じていると考えられ、先行冷却として以前から知られている。そこで後者のリウェット進展速度に対しても既存相関式で採用されている先行冷却モデルをベースとして、さらに被覆管内面からの燃料による加熱を境界条件として考慮した新たな相関式を作成した。両相関式とも幅広い条件で得られた実験結果を精度よく予測でき、異常過渡のような液滴濃度が高くなる高流量条件では液滴による冷却促進が熱伝達に対して重要な役割を果たすことが示された。
知見 康弘
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現行の発電用原子炉である軽水炉の高度利用や長期利用に対応して、燃料の高燃焼度化及び運転年数の長期化による高経年化対策といった課題が挙げられている。本研究では、安全審査,高経年化評価等の国の規制判断に必要な技術的知見を収集・整備することを目的として、燃料及び材料の照射環境下での健全性について、平成23年度から再稼働する材料試験炉(JMTR)を活用した実機模擬環境での照射試験による調査研究を実施する。
勝山 仁哉
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軽水炉構造機器に対する現行の健全性評価では、十分に保守的な安全裕度を定めて決定論的に評価が行われているが、今後の軽水炉の長期供用を想定すると、過度な保守性をとり除いた科学的合理性に基づく健全性評価が必要となる。本研究では、原子炉圧力容器クラッド部及び圧力バウンダリ配管溶接部を対象に、経年変化や残留応力等の不確かさを考慮して破損確率を評価する確率論的破壊力学(PFM)解析手法を確立し、その活用方策を検討した。クラッド部については残留応力を精度良く求めた後、PFM解析によりクラッド部の考慮がき裂進展確率に及ぼす影響を評価し、原子炉圧力容器の健全性評価におけるクラッド部考慮の重要性を示した。配管溶接部については溶接条件のばらつきが残留応力分布に及ぼす影響を評価した。また、PFM解析コードを用いて、応力腐食割れに関する健全性評価での安全裕度の定量的評価法を検討し、PFM解析の有用性を示した。
阿部 仁; 鹿島 陽夫; 内山 軍蔵
no journal, ,
核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設が有する火災時閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な有機材料として、グローブボックスパネル材料及びケーブル被覆材料を取り上げた。これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙放出速度等の燃焼特性データと煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを、試験体に供給する輻射熱流束の大きさ及び試験体に対する給気流速並びに給気中の酸素濃度等をパラメータとしてそれぞれ取得した。さらに、これらのデータを相互に関連づけることによって、具体的な火災事故シナリオに基づいたHEPAフィルタの差圧上昇の時間的進展を評価した。
