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西田 明美; 川田 学; 崔 炳賢; 飯垣 和彦; 塩見 忠彦; Li, Y.
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/04
地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)に資するため、原子力規制庁との共同研究の一環として、観測データを活用した原子力建屋の三次元耐震解析手法の精度向上を目的とする研究開発に取り組んでいる。本研究では、自然地震と人工波による多地点同時観測が可能な大規模観測システムを構築した。観測システムの加速度計は、原子力建屋の地盤や建屋の床及び壁に設置されている。本論文では、大規模観測システムの概要及び本システムにより観測されたデータの分析から得られた知見について報告する。
小池 朱里*; 根本 将矢*; 中島 理紗子*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 2 Pages, 2023/04
異常降雪時のナトリウム冷却高速炉のアクシデントマネジメントとして除雪を行った場合に、運転員による異常気象の認知の成否がプラントの安全性に与える影響を評価するため、運転員の認知確率を時間の関数としてモデル化し、プラント状態についての動的PRA解析を実施した。その結果、事象開始後、比較的早い段階での炉心損傷は、運転員の異常降雪の認知により回避されることを示した。
高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 17 Pages, 2023/04
受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。そのため、大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、原子炉からの発熱を常に除去できるのかについて安全評価を実施する必要がある。そこで本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の余裕(裕度)について同一条件で比較した。その結果、提案した大気輻射を利用したRCCSは、外気(大気)の擾乱に対して原子炉圧力容器(RPV)の温度を安定的に維持できる利点を明らかにすることができた。さらに、RPV表面から放出される廃熱をすべて利用できる方法も提案した。
松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における溶融炉心物質ジェット崩壊距離に関する評価手法を確立するため、JAEAのMELT施設において、炉心構成材料の一つであるステンレス鋼の溶融物約1kgをナトリウムプール(直径約30cm、深さ約1m)中に放出する燃料-冷却材相互作用(FCI)試験を行っている。この試験では、直径1
2cm程度の溶融ステンレスジェットが、ナトリウム液面付近において、ナトリウム蒸気の膨張を伴って発生するFCIによって崩壊することをX線可視化により確認した。ナトリウムプール中心軸付近に設置した複数の熱電対の応答から、溶融ジェットはナトリウム液面付近で急速に冷却され、ナトリウムプールの底部に到達する前にデブリ(微粒化した固化物)になっていると推定した。これらの結果から、溶融ジェットと冷却材の密度比やジェット直径などの従来のパラメータに加えて、ナトリウムの蒸気化に関連する熱的パラメータの影響を考慮した評価手法の開発が必要であることを確認した。
田上 浩孝; 飛田 吉春
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
今回、小型高速炉の安全審査における安全解析を実施した。この安全審査では格納容器の破損防止措置の有効性を確認する必要がある。ULOFのTPにおけるエネルギー発生はCVの健全性に影響を及ぼす主な要因の一つであるため、その挙動の解析を国際協力の基開発されたSIMMERで実施した。小型炉の特徴として、ボイド反応度が負であることからULOFの炉心損傷は低出力で緩慢に進むが、いくつかの保守的な過程を用いた。TPにおける即発臨界超過は主にFCIに駆動される燃料凝集により発生するため、FCIの不確かさを保守的に想定した影響の確認も行った。解析で得られた結果は遷移過程に続く過程における炉容器およびCV健全性解析に用いられる。
高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04
MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。
山本 智彦; 加藤 篤志; 早川 雅人; 下山 一仁; 荒 邦章; 畠山 望*; 山内 和*; 江田 優平*; 由井 正弘*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 6 Pages, 2023/04
In the secondary cooling system of sodium-cooled fast reactor (SFR), a rapid detection of hydrogen explosion due to sodium-water reaction by water leakage from heat exchanger tube is steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection. For the hydrogen detection, Ni-membrane hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon were used in Japanese proto-type sodium-cooled fast reactor "Monju". However, during the plant operation, many alarms of water leakage were occurred without sodium-water reaction in relation to temperature up and down. The authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal operation and the hydrogen generated by the sodium-water reaction and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). As the results of theoretical estimation, dissolved H or NaH, rather than H
, is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium, and hydrogen produced in large amounts by sodium-water reaction can exist stably as fine bubbles with a NaH layer on their surface. Currently, the authors study the new hydrogen detector system focusing on the difference between the background hydrogen (dissolved H) and the hydrogen by sodium-water reaction (fine bubbles H). This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium.
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/04
One of the effective design measures against core disruptive accident (CDA) is to decrease void reactivity, and a sodium-cooled fast reactor (SFR) with low void reactivity has been developed to improve reactor safety for future SFR. The evaluation of small SFRs, which can have a negative void reactivity coefficient, is useful to examine the reactor characteristics for future research and development. The event progression of unprotected loss of flow (ULOF), which is a typical initiating event of CDA, was analyzed by the SAS4A code. In comparison with a general behaviour of large SFR with relatively higher positive void reactivity, it was confirmed that the low void reactivity reactor has the following characteristics: (1) Event progression becomes slow and mild. (2) Positive reactivity insertion by a cladding melting and relocation has larger importance. (3) Generating mechanical energy during the initiating phase becomes less likely to occur.