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Allelein, H.-J.*; Auvinen, A.*; Ball, J.*; G
ntay, S.*; Herranz, L. E.*; 日高 昭秀; Jones, A. V.*; Kissane, M.*; Powers, D.*; Weber, G.*
NEA/CSNI/R(2009)5, 388 Pages, 2009/12
The TMI accident in 1979 motivated an interest in LWR source terms and resulted in the production of a supplement to the first state of the art report (SOAR) which concentrated on LWR aerosol issues. The second SOAR dealt with primary system FP release and transport that covers vapor the condensation on aerosols and aerosol agglomeration. The present third SOAR was prepared focusing on aerosol behavior in both the primary circuit and in containment such as mechanical resuspension, impact of chemistry, re-vaporization of deposits, charge effect, removal by spray, hydrogen-burn effects on suspended aerosols, penetration of aerosols through leak paths and so on. A large number of probabilistic safety analysis (PSA level 2) plant studies have been performed around the world, frequently involving aspects of aerosol behavior. This report provides some examples, including sensitivity studies that demonstrate the impact of aerosol-related processes.
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。
石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
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。ここでは、ソースタームは、炉心損傷事故シーケンスだけでなく格納容器の破損モードにも依存すると考え、水蒸気爆発のようなエナジェティックイベント,格納容器イベントや格納容器スプレイの作動等の破損モードや格納容器の破損位置の相違を考慮した計10種類の事故シナリオを想定した。そして5つの代表的な炉心損傷事故シーケンスの各々に対して、想定した事故シナリオのソースターム評価を実施した。この解析から、ソースタームは、事故シーケンスや格納容器の破損位置の相違よりも、過圧破損,水蒸気爆発またはドライウェルスプレイ作動による事故終息といった破損モードの相違に強く依存することなどが明らかになった。ただし、格納容器での長期崩壊熱除去失敗のシーケンスのように格納容器破損先行型の事故シーケンスでは、ソースタームはほかと大きく異なり、格納容器破損場所への依存性も大きい。
