Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08

https://doi.org/10.1299/mej.18-00079

A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.

地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引

内山 智曜; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 田村 一雄*

JAERI-Data/Code 2002-011, 205 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-011.pdf:8.52MB

本報告書は、地震に対する原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)におけるタスクの1つであるシステム信頼性解析を目的として原研で開発してきた地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引としてまとめたものである。SECOM2コードには、炉心損傷または任意の頂上事象の発生条件を表すフォールトツリーとそれを構成する機器等の耐力や応答に関する情報、地震危険度曲線等を入力として、応答係数法に基づいた地震動レベルごとの機器損傷確率やシステム機能喪失確率の計算,当該サイトでの地震危険度曲線を組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算,さまざまな指標を用いた重要度評価,不確実さ解析,応答及び耐力の相関性を考慮した炉心損傷頻度の評価等を行う機能がある。本報告書では、これらSECOM2の機能について計算方法を示し、各機能を用いる際の具体的な使用方法について説明する。

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

https://doi.org/10.3327/jaesj.39.123

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。

Seismic probabilistic safety assessment methodology development and application to a model plant

傍島 眞; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 村松 健; 蛯沢 勝三

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.629 - 636, 1996/00

原子炉の炉心損傷に至り得る外的事象のうち、我が国で重要と考えられる地震について、PSA手法の研究と開発を実施し、炉心損傷に至る機器損傷の頻度を評価する手法を確立した。当初は比較的単純なモデルにより、BWRに適用し、得られた理解をモデルの改良に反映し、設計条件等の影響因子を特定した。炉心損傷頻度まで求めるコードによる計算から、交流電源の機器の耐力すなわち機能維持が、炉心損傷に大きな影響を及ぼすことが認識された。ディーゼル発電機は構成要素の総体としての耐力で破損が決定付けられ、軸受の損傷が代表的モードとなることなどが明らかになった。他の機器についても個別の方法で耐力評価を行っており、地震ハザードの不確実性を小さくし、地震PSAの利用、免振への応用などを通じて原子炉の安全向上を図って行く。

照射済みUOペレットの加熱による炉外EP放出実験

石渡 名澄; 永井 斉

JAERI-M 85-199, 16 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-199.pdf:0.68MB

LWRの燃料損傷事故条件下での燃料からのFP放出割合については、NUREG-0772において貝体的な数値データが提出された。上出の数値データを評価するため、相対的に小規模の実験装置を用いる測定方法を開発した。1500C以上の温度範囲において、燃料からのFPのCsの放出割合は相対的に大きいので、高周波誘導加熱炉を含む実験装置を用いて、照射済みUOペレットからのCsの放出割合を測定した。照射済みUOペレットはNSRR及びJMTR-RABBITを用いて製作した。加熱実験において、Csの放出割合は、NSRR照射のペレットでは0.51(Ar、12.2分加熱、1500~2080C)、RABBIT照射のペレットでは、それぞれに0.63、0.59、0.81及び0.78(Ar、10.7分加熱、1500~1740C;Ar、32.8分加熱、1500~2255C;Ar+蒸気、22.0分加熱、1500~2230C;Ar+蒸気+H、14.0分加熱、1500~2030C)であった。

炉心損傷事故解析および研究の現状; 炉心損傷事故調査解析タスクフォース報告書

炉心損傷事故調査解析タスクフォース; FPサブグループ委員*

JAERI-M 84-055, 454 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-055.pdf:14.1MB

本報告書は、SCDに関連する諸問題に関し、できるだけ定量的な検討を加えることを目標として1982年5月に再編成されたタスクフォースの、約1年半の作業結果をまとめたものである。この間に調査、検討した項目は次のとおりである。(1)炉心損傷研究の目的、必要性の検討 (2)わが国において実施すべき現象論的炉心損傷事故研究の検討 (3)炉心損傷事故解析と重要事故シーケンスの検討 (4)SCDに関する重要な物理現象の検討 (5)研究の現状調査

Post-facta analysis of the TMI accident, II; Analysis of fuel rod behavior or core damage estimation by use of the TOODEE2-J

田辺 文也; 松本 潔; 吉田 一雄; 下桶 敬則

Nucl.Eng.Des., 69(1), p.37 - 42, 1982/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(82)90278-3

TMI事故での燃料棒挙動および炉心損傷の程度を推定するための解析を、事故発生より三時間にわたる期間についてTOODEE2-Jを用いて行った。解析に必要な炉心水位、蒸気流量、炉心入口流量等のデータは、RELAP4/MOD6/U4/J2の熱水力学的解析結果を基に作成した。解析結果より、炉心周辺部の出力の低い燃料棒以外のすべての燃料の被覆管は、事故後7600から8000秒の間に破裂し、炉心の上半分のジルカロイは大部分が溶融し、事故発生後三時間の間に、全ジルカロイの43.5%が酸化したと推定される。この酸化量は、797.7ホンドの水素発生に対応する。以上の解析結果より、TMI事故での炉心損傷は事故発生後3時間の間に起ったのもと推測される。

Post-test analysis of the CMMR-4 test bundle

間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲

no journal, , 

The test bundle of the latest test CMMR-4, Core-Material Melting and Relocation experiment, consists of 48 fuel rods filled with ZrO simulant pellets with Zircaloy claddings, a control blade with BC particles in SS tube and sheath, two Zircaloy channel box walls, and lower support structures. The height of the test bundle was 80 cm and the heating system of the test was the plasma heating, which enabled melting of the oxide simulant fuel pellets. The test confirmed that macroscopic gas permeability existed until the ceramic-fuel melted and that the hot fuel rods tended to remain as columns in the core region, which suggests the heating of the support structure in earlier phase is unlikely. This information is useful not only for 1F decommissioning but also for further understanding of a BWR severe accident progression. The test bundle was cut by using the abrasive waterjet (AWJ) technique that uses abrasive garnet of 150-300 micro m with feed rate of approximately 1.5 kg/min. In order to cut off about 30 mm of ZrB spot contained in the relocated melts, 750 liters of water, 84 kg of garnet and one nozzle replacement were necessary. The EPMA and XRD analyses of the cross-section showed that the place where repelled the garnet-contained waterjet contained ZrB. Since the cutting by AWJ technique has the property of selectively abrading the soft spots of the material, it must be noted that, in case of utilizing the technique in 1F decommissioning, garnet might be repelled by a hard boride and abrades places which were not expected.

塩ノ平断層破砕帯と車断層破砕帯の物性試験結果

西脇 隆文*; 小川 浩司*; 青木 和弘; 吉田 拓海

no journal, , 

断層破砕部のボーリングコア採取自体およびそれを用いた室内試験の難しさから、断層破砕部の室内試験での物性データは世界的にも報告例が少ない。われわれは2011年4月11日に発生した福島県浜通り地震の際に活動した塩ノ平断層(塩ノ平地点)とその南方に位置し活動しなかった車断層(水上北地点)で断層を貫いた浅層ボーリングコア(掘進長約30m)を用いて各種物理試験,透水試験,三軸圧縮試験,一面せん断試験を行った。試験の結果、断層破砕部の試料は母岩である結晶片岩に比べて低い強度定数,弾性定数を示した。また、断層破砕部の中でも断層面を構成する断層ガウジと、その周辺のカタクレーサイトでは物性が異なること、断層ガウジの物性は断層面に働く応力状態を考慮することが重要であることなどが分かった。断層破砕帯の性状は多様であるため、断層破砕帯物性の理解のためには、今後さらなるデータの蓄積が必要である。