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石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*
JAERI-Research 2005-021, 133 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-021.pdf:7.58MB
原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。本評価より、(1)格納容器が過圧破損に至る全ての解析ケースで環境へのCsI及びCsOHの放出割合は、0.01から0.1の範囲にあり、格納容器ベントによる管理放出ケースは、過圧破損ケースより1オーダー小さく、D/Wスプレイ復旧ケースは、さらに2オーダー小さい結果であった。さらに、(2)格納容器が炉心溶融より前に破損するか否かによってソースタームに影響を及ぼす支配因子が異なること,(3)AM策の1つである格納容器ベント策は、圧力抑制プールを経由させることができれば、環境へ放出されるヨウ素及びセシウムの低減策として有効であること等の結果及び知見が得られた。
石川 淳; 新谷 清憲; 高木 誠司; 村松 健
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.203 - 208, 2002/00
我が国における原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)は、アクシデントマネージメント方策の検討を主たる目的としてなされたため、炉心損傷頻度や格納容器破損頻度の評価に重点がおかれてきた。しかし近年では、防災対策や原子力安全目標の検討等などへの応用が望まれ、ソースターム及び環境影響評価を含むPSAの重要性が高まっている。著者らは、原研における軽水炉モデルプラントのレベル3PSA(環境影響評価)の一環として、シビアアクシデント(SA)解析コードTHALES-2を用いてソースターム評価を実施した。この評価により、ソースタームは、格納容器の破損形態及び格納容器ベントによる管理放出,格納容器冷却機能の復旧等の因子に特に強く依存することが明らかとなった。本講演では、現在の代表的なPSA用SA解析コードについて紹介するとともに、ソースターム評価の結果及びソースタームに影響を及ぼす支配因子に関する得られた知見を報告する。
梶本 光廣*; 村松 健; 中坪 清一郎*; 坂本 亨*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.386 - 400, 1993/00
軽水炉の確率論的安全評価(PSA)を行う際に、格納容器直接加熱(DCH)は、ソースタームの不確実さの幅を大きくする要因である。本報では、BWRのMark-II格納容器を対象にして、DCHが生じた時の格納容器内の圧力挙動を検討した。DCH現象を解析するために、格納容器を複数のボリュームに分割し、各ボリューム内での質量移動・熱伝達とボリューム間の質量・エネルギ輸送の方程式を構築した。同モデルを用いて全交流電源喪失事故のシナリオによるDCH現象を解析し、デブリ粒子の大きさ、デブリ粒子の浮遊割合、雰囲気中の水蒸気量、デブリ粒子の噴出率、圧力抑制プール中での非凝縮性ガスの熱伝達効率、デブリ粒子の初期温度を変化させて、格納容器内の圧力挙動への影響を調べた。その結果、雰囲気中の水蒸気量とデブリ粒子の大きさが重要なパラメータであり、圧力抑制プールはDCHの際の圧力低下に効果的であった。
梶本 光廣*; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 村松 健
CSNI-R-176, 15 Pages, 1991/00
BWR Mark-II型プラントのレベル2PSAの一環として、格納容器過圧破損に至る約200の事故シナリオのソースターム評価をTHALES/ARTコード体系を用いて行なった。その結果、過圧破損に至る場合のソースタームの特徴とソースタームを支配する放射性物質の沈着機構に関する知見が得られた。主な結果は次のとおりである。格納容器が過圧破損に至る時間に着目すると、事故発生後に作動するECCSの組み合わせから事故シーケンスを3つのグループに整理できる。この3つのグループはソースタームの観点からも異なる特徴を持っている。また、ソースタームの大きさは、(1)炉心溶融開始から格納容器破損までの時間と(2)圧力抑制プールでのスクラビング効果に強く依存する。本報では、これらの計算結果の詳細を紹介する。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 102, p.225 - 228, 1987/00
被引用回数：5 パーセンタイル：50.7(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故(LOCA)時にBWR MarkII格納容器内に発生する水力的動荷重に関して、大型装置による実験的研究を行った。広範な条件について実験を行い、この結果に基づいて、圧力抑制プール内での蒸気凝縮に起因する荷重の振幅が最大となる条件を同定した。荷重の振幅が最大となるのは、ベント管内の蒸気流速が30kg・m
以下、プール温度が40
C以下、蒸気中の空気重量割合が1パーセント以下の場合であり、このような条件は、中破断LOCAに際して発生する可能性が高い。
久木田 豊; 生田目 健
Nucl.Eng.Des., 85, p.141 - 150, 1985/00
被引用回数：6 パーセンタイル：64.59(Nuclear Science & Technology)BWRの冷却材喪失事故時においては、圧力抑制プール内での直接接触蒸気凝縮により、プール境界構造物に好ましくない動的圧力荷重が作用する。プール境界荷重の大きさは、多ベント管(約100本)の出口で発生する凝縮過程間の有限の非同期によって影響される。本論文では、BWR Mark II圧力抑制系中の7本の実寸ベント管を模擬した大型実験よりの実験データについて、プール境界荷重に及ぼす凝縮非同期の効果について調べる。時間及び周波数領域で実験データを解析することにより非同期効果を調べる。実験結果を実際のプラント形状へ外挿する試みが行われる。非同期の原因となるメカニズムについても議論される。
久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 77, p.117 - 129, 1984/00
被引用回数：11 パーセンタイル：73.13(Nuclear Science & Technology)BWRの大口径LOCAの初期には、ドライウェル内の空気が圧力抑制プール内に急速に流入し、これに伴うプール水の流動の結果、ピールバウンダリ構造物およびプール内部構造物に種々の水力学的動荷重が加わる。本報では、原研で実施したBWR MarkII格納容器に関する実物大試験の結果に基づいて、原子炉安全評価に用いられる解析モデル(評価モデル)の妥当性を検討し、評価モデルがこれらの動荷重を過大に(保守的に)予測すること、またこれらの動荷重による格納容器内圧力上昇が、格納容器設計圧力を上まらないことを明らかにした。
久木田 豊; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 黒木 道雄*; 生田目 健*; 斯波 正誼
JAERI-M 83-186, 171 Pages, 1983/10
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験において得られた試験結果のうち、昭和53~55年度に実施した水放出試験12ランにおける蒸気凝縮荷重の定量的評価を行ったものである。蒸気凝縮振動およびチャギング現象によってもたらされる圧力抑制プールバウンダリ荷重の大きさを、RMS値、パワスペクトル密度、応答スペクトルによって評価し、これらの量の上限値を与えるデータを選択することによって、実炉の荷重を保守的に評価するためのデータベースを作成した。また、熱水力条件と荷重の大きさとの関係、ならびにチャギングによる荷重に対するベント管相互の非同期の影響について調べた。
生田目 健*; 久木田 豊; 竹下 功
JAERI-M 83-185, 44 Pages, 1983/10
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験を用いて行った試験のうちの7ランについて、一次系からの放出流量とベント管内の蒸気流速の評価を行った。本評価は、ブローダウン時の格納容器内熱水力挙動に支配的な影響をおよぼすこれらのパラメータの時間変化を評価することにより、試験データの解析に資することを目的としている。一次系放出流量の計算にはRELAP4/Mod5コードを用い、圧力容器内の圧力、ボイド率分布、混合水位などに関して計算結果が試験結果と一致するように、RELAP4の入力パラメータである流路損失係数、気泡速度・気泡分布係数、および放出ノズルにおける流出係数を調節した。ベント管内の蒸気流速は、一次系から流出した流体がドライウエル内で断熱かつ準定常な変化をすると仮定して計算した。
山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健
JAERI-M 83-101, 108 Pages, 1983/07
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験では、装置固有のFSI(Fluid Structure Interaction)の影響を軽減することを目的として、昭和56年8月20日から11月25日にかけて格納容器のシェルおよびウェットウェル底面の強化工事を実施した。また、試験データの質、量の拡充をはかるため、試験開始以来、数次にわたりデータ計測系の増設や改造を実施した。本報告書は格納容器強化工事とデータ計測系の増設および改造の仕様と、主要な計測データの誤差についてまとめたものであり、試験データの解析、評価のための利用に供する。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Nuclear Technology, 63, p.337 - 346, 1983/00
被引用回数：12 パーセンタイル：77.07(Nuclear Science & Technology)格納容器圧力抑制系信頼性実証試験の試験結果にもとづき、圧力抑制プール内の蒸気凝縮に起因する格納容器動荷重に対する蒸気中の非凝縮性気体(空気)の影響を調べた。空気の存在により、従来知られていたように凝縮が安定化しチャギング現象の発生が抑制される効果が生じるだけでなく、ベント管内蒸気流速が比較的高い条件下ではこれも正反対の効果が生じうること、ならびにこれらの効果が、蒸気凝縮荷重の大きさに重大な影響を及ぼすことを明らかにした。
生田目 健; 久木田 豊; 竹下 功; 霜田 善道*
Nucl.Eng.Des., 75, p.5 - 11, 1982/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)BWRにはLOCA時に1次系から格納容器に放出される蒸気を凝縮し格納容器の働く圧力荷重を低減するため圧力抑制型格納容器が採用されている。この格納容器は圧力抑制プール中に蒸気を導きここで凝縮し圧力上昇を抑制する。しかし蒸気凝縮時にプール中に圧力振動が発生し格納容器に新たな荷重を及ぼすことが判明し圧力振動の解明が格納容器の健全性評価上重要となった。さらにこのような圧力振動過程でこの圧力振動とプール構造部との連成振動の存在が試験の結果明らかになった。連成振動は本試験装置と実炉でその大きさが異なるためその解明が重要である。本文は連成振動を従来の数値解法に依らず解析的に解く方法を開発したのでその解法を示すと共に、この方法を大型装置の試験で得られたデータに適用し連成振動の大きさを評価した。試験データに含まれる連成振動成分がほとんどの周波数領域で10%以下であることを明らかにした。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Transactions of the American Nuclear Society, 41, p.695 - 696, 1982/00
原研における格納容器圧力制御系信頼性実証試験(Mark II格納容器を模擬した、実物大のベント管7本を有する装置による試験)で計測されたチャギングによる格納容器動荷重の大きさは、米国における1本ベント管による試験結果を大きく下回った。このような、ベント管本数の増加とともに荷重が減少する傾向は、ベント管のそれぞれから発生する圧力波相互の位相差(非同期)による効果として説明され、実炉の荷重予測上重要な意味を有する。本報では、原研試験結果に含まれる非同期の効果を解析し、動荷重の主要成分である低周波数成分についても非同期による荷重軽減効果が有意であることを明らかにした。
竹下 功; 久木田 豊; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9405, 121 Pages, 1981/03
本報告書は、昭和54年11月9日に実施したTEST1205のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験ではバキュームブレーカを閉状態で固定し、その他の試験条件は同一破断口径による基本ケースであるTEST1203とほぼ同一に設定した。本試験におけるプールスウェル時のウェットウェル気相部最高圧力、ならびにダイアフラムフロア上向き差圧の値は、TEST1203の結果をやや上回り、プールスウェルに対するバキュームブレーカの効果が有意であることが示された。なお本レポートは、先にJAERI-memo 8875として刊行したものの公開版である。
久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9404, 121 Pages, 1981/03
本試験は、昭和54年10月26日に実施したTEST1204のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。同一の破断口径による基本ケースであるTEST1203が圧力抑制プール初期温度約54Cの条件下で行なわれたのに対して、本試験では19Cとした。この結果、本試験におけるプールスウェル時の最高水位はTEST1203の場合より明らかに低く、TEST1203の試験条件が保守的であることが示された。なお、本レポートは、先に未公開資料としてまとめたJAERI-memo 8874の公開版である。
久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9403, 122 Pages, 1981/03
本報告書は、昭和54年10月5日に実施したTEST1203のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験における放出初期のドライウェル内圧力上昇率は約188kPa/sであり、実炉の想定条件に匹敵する値が得られた。なお、本レポートは、先に未公開memoとして刊行したJAERI-memo 8873の公開版である。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Proc.Int.Specialist Meeting on BWR Pressure Suppression Containment Technology, p.23 - 42, 1981/00
原研における格納容器圧力制御系信頼性実証試験の現状を報告する。内容は試験データの解析結果を主体とし、ことに蒸気凝縮時の格納容器荷重に対する多ベント効果に関する結果に重点をおく。データの解析により多ベント効果が重要であることが示され、本試験計画の特徴とする多ベント系における試験の意義が確認された。
竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8961, 121 Pages, 1980/07
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1202のデータ報告である。本試験は、破断口径240mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする蒸気放出試験であって、本試験の前に実施されたTEST1201(200mm)、および本試験後に引き続いて実施されたTEST 1203(220mm)とともに、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行われ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は、約225kPa/sであった。
竹下 功; 山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 8887, 132 Pages, 1980/06
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験装置によるTEST1201のデータ報告である。本試験は、破断口径200mmの大口径蒸気放出試験であり、プールスウェルを試験対象とする最初の蒸気放出試験であって、引き続いて実施されたTEST1202(240mm)、TEST1203(220mm)と共に、破断口径を変数とするパラメトリック試験を構成する。本試験は支障なく行なわれ、得られたドライウェル初期圧力上昇率は152KPa/sであった。
生田目 健; 久木田 豊; 伊藤 秀雄; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8780, 134 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器の信頼性実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率はドライウェルについて1/18、ウェットウェルはiである。本報告では、S54年3月に完成した試験装置について装置本体ならびに計測系の概要をのべる。
