Fundamental safety strategy against severe accidents on prototype sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1774 - 1786, 2016/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1159532

The accident categories of severe accidents (SAs) for prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) which need proper measures were investigated through the internal event PRA and event tree analysis for the external event and six accident categories, ULOF, UTOP, ULOHS, LORL, PLOHS and SBO, were identified. Fundamental safety strategy against these accidents is studied and clearly stated considering the characteristics and existing accident measures of prototype SFR, and concrete measures based on this safety strategy are investigated and organized. The sufficiency of these SA measures is confirmed by comparing the evaluated Core Damage Frequency (CDF) and Containment failure frequency (CFF) to the target value, 110 and 110 per plant operating year, respectively, which were selected based on the IAEA's safety target. However, the target value of CDF and CFF should be satisfied considering all the SAs caused by both internal and external events. External event PRA for prototype SFR is now under evaluation and we set out to satisfy the target value of CDF and CFF considering both internal and external events.

Seismic capacity evaluation of a group of vertical U-tube heat exchanger with support frames for seismic PSA

渡辺 裕一*; 村松 健; 及川 哲邦

Nuclear Engineering and Design, 235(23), p.2495 - 2512, 2005/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.05.037

原子炉の地震起因事象の確率論的安全評価(地震PSA)に資するため、我が国のBWR残留熱除去系用の複数の支持枠付縦置U字管型熱交換器の地震時耐力を評価した。耐力中央値は4個の熱交換器から選定した代表例について詳細モデルによる時刻歴応答解析を行って評価し、知識不足による不確実さに関する対数標準偏差(LSD)は、応答への影響の大きいアンカーボルトの直径,熱交換器重量,熱交換器重心位置の3つのパラメータのばらつきを考慮して評価した。対象とした熱交換器の支配的損傷モードは支持脚アンカーボルトの主として剪断力による損傷であった。設置床での最大床応答加速度で表した耐力中央値は4,180Gal(4.3g)、ランダム性による不確実さに対応するLSDは物性値のばらつきにより0.11、知識不足による不確実さに対するLSDはばらつき要因として考慮する設計変数の範囲に応じて0.21から0.53となった。

THALES-2コードによるBWR Mark-IIを対象としたレベル3PSAのための系統的なソースターム解析

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。

Radionuclide release from mixed-oxide fuel under high temperature at elevated pressure and influence on source terms

日高 昭秀; 工藤 保; 石川 淳; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.451 - 461, 2005/05

https://doi.org/10.3327/jnst.42.451

VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験では、ATRふげんで照射されたMOX燃料を0.1及び1.0MPaのHe中で3123Kまで昇温した。その結果、Cs放出が2200K以下でUO燃料よりも増加すること,昇圧下の揮発性FPの放出はUOの場合と同様に減少すること,最終的なCsの放出割合は100%に達したが、低揮発性核種の放出は燃料溶融を経てもほとんど増加しないことを観測した。また、絶対量は小さいもののPu放出が2800K以上で増加することを観測したが、従来モデルではこれを予測できないため、測定データに基づいて実験式を作成した。VEGA実験の結果から、UOとMOX燃料では、PSAの観点から重要な放射性物質のインベントリ及び放出割合にほとんど差が無いことから、プルサーマル化により原子炉リスクは増加しないとの見通しを得た。

HTTR水素製造システムの確率論的手法を用いた可燃性ガス漏えい頻度評価(受託研究)

清水 明; 西原 哲夫; 森山 耕一*

JAERI-Tech 2004-051, 69 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-051.pdf:4.68MB

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は核熱利用技術開発のためメタンの水蒸気改質による水素製造システムを接続することを計画している。本システムではこれまでの原子炉設備と異なり、原子炉に近接して大量の可燃性物質を取扱うため、これらの存在を考慮した安全設計を行う必要がある。本報告では、可燃性ガス漏えいの発生頻度について確率論的手法を用いて評価した結果を述べる。可燃性ガスを内包する機器,配管を系統別に区分し、安全設計で定めた緊急遮断弁の設置,可燃性ガス二重管化等の火災・爆発対策を勘案して、漏えいの発生頻度を計算した。火災・爆発の確率は漏えい確率と着火確率の積となるが、着火確率の評価は非常に困難であるために安全側に1として検討を進めた。このため、火災・爆発が防止できる安全目標については漏えい発生頻度を10/年以下に設定して、安全対策の妥当性を調べた。その結果、可燃性ガス配管の二重管化,計装配管の小口径化,漏えい検知器,漏えい遮断設備等が、火災・爆発の規模を小さくし、原子力プラントを災害から防護するうえで有効であることを確認した。

OSCAAR development and applications

本間 俊充

Proceedings of 4th International MACCS Users Group Meeting, p.57 - 66, 2002/10

原子力施設の確率論的安全評価(PSA)の目的のために原研で開発された事故影響評価コードOSCAARは、CEC/NEA共催の国際比較計算で計算コードとしての機能を検証した後、おもに個々の計算モデル及び全体システムの妥当性検証に研究の重点を移した。レベル3PSAの計算結果に付随する不確実さの巾を評価し、不確実さに寄与する因子を明らかにするために、OSCAARの不確実さ・感度解析を実施している。事故影響評価にかかわる2種の不確実さのうち、統計的な不確実さの検討では、OSCAARで用いている大気拡散モデル(流跡線パフモデル)に適合した気象サンプリング手法を開発し、少ないサンプリング数で事故影響のスペクトルを効率よく推定することを実現した。また、主観的不確実さに関しては、パラメータの不確実さ伝播解析手法をOSCAARに結合し、個人の早期健康影響リスクを対象とした不確実さ・感度の予備解析を実施した。個々のモデルの妥当性検証では、IAEA主催BIOMASS計画の線量再構成シナリオにOSCAARの核種移行モデルを適用し、その性能を評価した。また、これら一連の研究成果をベースに、コードの適用として軽水炉モデルプラントのレベル3PSAを実施している。

確率論的地震危険度評価に基づく設計用想定地震の設定法

廣瀬 次郎*; 村松 健; 奥村 俊彦*; 瀧 諭*

JAERI-Research 2002-009, 220 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-009.pdf:13.31MB

本報告は、確率論的地震危険度評価に基づく設計用想定地震の設定法に関する研究成果をまとめたものである。近年地震に対する確率論的安全評価手法である地震PSAの評価項目の1つを構成している確率論的地震危険度解析を拡張し、将来サイトに影響を及ぼす可能性のある地震の諸元あるいは地震動を評価する手法が、米国NRCの研究や我が国石川,亀田の研究により開発されている。このようにして設定される地震を確率論的想定地震(PBSE)と呼ぶ。本研究は、PBSEの概念に基づき、その概念を定式化し国内サイトを対象とした設定法を検討することと、そのことを通じて耐震設計への有用性の見通しを得ることを目的としたものである。このため、(1)PBSEを設定するために必要な地震活動や地震動伝播特性等に関する評価手順の検討,(2)石川らの概念に基づくモデルサイトに対する想定地震設定に関する検討,(3)評価条件の不確実さに対する評価法の検討の計3項目に関する検討を行なった。成果として、石川らの概念に基づく設定法は、原子力プラントサイトを対象に、評価条件の設定に伴なう不確実さを考慮して耐震設計に用いるPBSEを設定するための評価技術として有用であることが示された。

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)の使用手引

山田 博幸; 堤 英明*; 蛯沢 勝三*; 鈴木 雅秀

JAERI-Data/Code 2002-001, 161 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-001.pdf:6.62MB

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)は、当初大型計算機用に整備されたSHEAT(Seismic Hazard Evaluation for Assessing the Threat to a facility site)コードの操作性能と汎用性の向上を目的として整備された計算コードである。PC版では、大型計算機で動作していたFORTRANソースコードがWindows上で動作可能であるとともに、大型計算機でのジョブコントロール機能をGUIに置き換えて操作性を向上させた。地震ハザードは、特定サイトでの地震動レベルごとの年あたり超過発生頻度として定義される。評価手順は、まず、対象サイト周辺での将来の地震発生(発生位置,マグニチュード及び発生頻度)を、歴史地震データ,活断層データ及び専門家の技術的判断に基づきモデル化する。次いで、対象サイトにおける確率論的地震ハザード計算では、モデル化した各地震がもたらす対象サイトでの地震動を、地震動距離減衰式とその標準偏差を用いて計算する。さらに、地震動レベル毎の発生頻度をすべての地震について足し合わせることにより当該サイトの地震ハザードを計算する。本報告書は、PC版SHEATコードの使用手引きであり、(1)SHEATコードの概要,(2)サブプログラムの機能と計算モデル,(3)入出力データの説明,(4)サンプル計算の結果,(5)操作マニュアルの各内容を記述している。

原子力発電所のシビアアクシデント時ソースターム評価

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。

Hazard identification of criticality accidents at the JCO facility

玉置 等史; 渡邉 憲夫*; 村松 健

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 10 Pages, 2001/11

確率論的安全評価手法の整備の一環として、JCOのウラン燃料加工施設を対象に、ハザード及び施設の安全確保策を整理し、潜在的事故シナリオを系統的に抽出するハザードマップ手法を用いたハザード分析を行った。この研究の目的は手法の妥当性の確認及び実施する上での教訓及び課題の摘出である。本ハザード分析より、臨界に至る事故シナリオを同定し、この分析手順が妥当であることを確認した。また、JCOが不法に採用していた設計と運転手順に対しても同手法を適用し、現実に発生した事故を含むような事故シナリオの抽出が可能か否かを検討した。その結果、運転手順に定められた機器以外のものの利用といった相当に広い範囲の起因事象を想定する必要があることがわかった。このため、実際に起きたものを含め、重要シナリオを漏れなく抽出するためには、起因事象の同定などの手順について実用的な手順書を作成しておく必要がある。