ROSA/LSTF tests and RELAP5 posttest analyses for PWR safety system using steam generator secondary-side depressurization against effects of release of nitrogen gas dissolved in accumulator water

竹田 武司; 大貫 晃*; 金森 大輔*; 大津 巌

Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, p.7481793_1 - 7481793_15, 2016/00

AA2016-0048.pdf:5.15MB

https://doi.org/10.1155/2016/7481793

Two tests related to a new safety system for PWR were performed with ROSA/LSTF. The tests simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 2-inch diameter break using an early steam generator (SG) secondary-side depressurization with or without release of nitrogen gas dissolved in accumulator (ACC) water. The pressure difference between the primary and SG secondary sides after the actuation of ACC system was larger in the test with the dissolved gas release than in the test without the dissolved gas release. No core uncovery and heatup took place because of the ACC coolant injection and two-phase natural circulation. The RELAP5 code predicted most of the overall trends of the major thermal-hydraulic responses after adjusting a break discharge coefficient for two-phase discharge flow under the assumption of releasing all the dissolved gas at the vessel upper plenum.

Evaluation of multiple steam generator tube rupture event

Seul, K. W.*; 与能本 泰介; Bang, Y. S.*; 安濃田 良成

Proceedings of 6th Biennial Conference on Engineering Systems Design and Analysis (ESDA2002), 9 Pages, 2002/07

蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)における複数本破断の安全性を実験的・解析的に評価した。実験では、原研のLSTFを用い、実機のSGTR事故時運転手順を模擬することにより運転操作の有効性を確認した。その結果、伝熱管6.5本相当の破断に対して、一次系逃し弁の手動開操作により、1次系から2次系への冷却材の流出を速やかに停止できることが確認された。本実験データをもとに、RELAP5/MOD3.3コードによる複数本SGTR事象の予測性能を検証した。解析結果は、水位挙動や主蒸気逃し弁の開閉などのシステム挙動を良好に再現した。最後に、検証された解析コードを用いて、破断伝熱管の本数の影響について1本から10本までの範囲で感度解析を行った。その結果、3本以上の破断において破断側蒸気発生器2次側が満水になるが、解析範囲内では、主蒸気逃し弁からの積算流出量に大きな違いが無いことが明らかとなった。

Design of advanced integral-type marine reactor, MRX

楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 石田 紀久; 星 蔦雄*; 迫 淳*

Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.155 - 175, 2000/10

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(00)00285-5

船舶推進用として、改良舶用炉MRXの概念を確立した。MRXの設計目標を、小型化、軽量化、安全性向上及び信頼性向上として設定し、水張格納容器の採用により、「むつ」の約3倍の定格出力で、約1/2の容積及び重量まで小型・軽量化した。また、受動的安全設備の採用により、動的機器の数は在来型のPWRに比べて大幅に減少させることができた。受動的安全設備の機能については、解析により、また、一部実験により安全が確保できることを確認した。また、PSAにより、MRXの炉心損傷確率は在来PWRよりも2桁程度小さいことが示された。さらに、MRXを搭載した原子力コンテナ船と在来ディーゼル機関のコンテナ船との経済性比較を行い、大量で高速な貨物輸送のニーズに対して原子力船が有利であることを示した。

Safety analysis of a submersible compact reactor SCR for under-sea research vessel

頼経 勉; 楠 剛; 小田野 直光; 石田 紀久

Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_31 - 1_36, 2000/00

海洋調査に関するニーズ調査に基づき、中層海域を調査対象とした海中調査船用超小型炉SCRの設計研究を原研では進めている。海中航行船は動力源として電気出力500KWを必要とし、この電力を熱出力1250KWのSCR2基でまかなう。SCRの基本概念は、原研で設計研究を進めてきた深海調査船用原子炉DRXに基づいており、一体型炉、自己加圧及び自然循環方式の一次系、水張式格納容器を採用している。SCRの安全設備は、水張式格納容器、非常用崩壊熱除去設備、減圧注水設備により構成され、安全設備の基本的な機能確認のために、汎用原子炉プラント応答解析プログラムRELAP5mod3を用い、LOCA及び給水喪失時の挙動解析を行った。本解析の結果、事故時においても炉心冠水維持及び自然循環による崩壊熱除去が可能であり、本原子炉の安全設備が妥当であることが確認できた。

A Method to calculate sensitivity coefficients of reactivity to errors in estimating amounts of nuclides found in irradiated fuel

奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03

https://doi.org/10.3327/jnst.35.240

燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。

International studies on burnup credit criticality safety by an OECD/NEA working Group

M.C.Brady*; 奥野 浩; M.D.DeHart*; A.Nouri*; E.Sartori*

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.624 - 630, 1998/00

国際ベンチマーク計算グループにより6年間にわたり実施された臨界安全解析での燃焼度クレジット評価に関する計算法の比較結果及び結論をまとめた。12カ国から約20人が、ほとんどの問題に計算結果を提供した。加圧水型原子炉燃料に対する4つの詳細なベンチマーク問題が完了し、その結果をここに要約した。沸騰水型原子炉燃料についての計算結果もほぼ終了し、その燃焼度クレジットについての議論、混合酸化物燃料を含む追加のベンチマーク計算についての活動計画やその他の活動についても発表する。

Status of transient thermal-hydraulic demonstration test program at JAERI

井口 正; 大貫 晃; 岩城 智香子*; 呉田 昌俊; 秋本 肇

Proc. of 5th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-5), p.1 - 9, 1997/00

原研では、軽水炉で異常事象が起きたとき炉心冷却が確保されることの実証及び安全裕度の評価を目的とした試験計画を進めている。本計画の目的は、軽水炉の運転時の異常な過渡変化及び事故時、いわゆる設計基準事象において、炉心の健全性が維持できることを実証することである。また、炉心冷却限界を実験的に明らかにするとともに、冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化を解析する手法を構築して安全余裕を定量化することである。このため、実機炉心を模擬した55管群試験部より設計基準事象を模擬した試験を行っている。これまでPWRの設計基準事象を模擬した試験を行い、炉心冷却が確保されることを確認した。また、炉心冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化の解析に重要なポストCHF及びリウェッティングについて、単管試験部により個別効果試験を行っている。これまで、圧力2MPa~16MPaの広い条件範囲で試験を行い、データを蓄積した。

Application of PSA methodology to design improvement of JAERI passive safety reactor (JPSR)

岩村 公道; 新谷 文将; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.316 - 326, 1996/04

https://doi.org/10.3327/jnst.33.316

確率論的安全評価(PSA)の手法を原研型受動的安全炉JPSRの設計改良の妥当性評価に適用した。起因事象としては、大破断LOCA、中破断LOCA、小破断LOCA、SGTR、主蒸気管破断、外部電源喪失、主給水喪失及びその他過渡事象の8事象を選定し、安全システム機能喪失確率はフォールトツリー解析により求めた。その結果、炉心損傷頻度は旧設計よりも大幅に改善され、現行PWR以下となった。これは発生頻度の高いNon-LOCA事象に起因する炉心損傷頻度が、加圧器水位上昇により作動するNon-LOCA用余熱除去系の追加により、3桁以上低下したためである。LOCA事象に起因する炉心損傷頻度は旧設計と同程度であり、炉心補給水系統の削減によっても安全性は損なわれないことが確認できた。感度解析の結果、機能喪失確率及び共通原因故障の不確定性を考慮しても十分な安定余裕が確保できることが分かった。

軽水炉開発における混相流技術

秋本 肇

混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00

https://doi.org/10.3811/jjmf.10.360

本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。

Findings of an international study on burnup credit

M.C.Brady*; 高野 誠; M.D.DeHart*; 奥野 浩; A.Nouri*; E.Sartori*

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L41 - L52, 1996/00

臨界安全解析に関する燃焼度クレジット評価の計算方法の比較を国際的ベンチマーク計算グループがOECD/NEAの下で4年間にわたり行ってきた。その成果をここに発表する。11の国から約20人の参加者が結果を提供した。加圧水型原子炉(PWR)燃料に関する4つの詳細なベンチマーク問題が終了し、この論文にまとめられている。現在進行中の沸騰水型原子炉(BWR)燃料に関する予備的な結果のほか、計画中の混合酸化物(MOX)燃料を含む追加のベンチマーク、未臨界ベンチマーク、国際的データベースなどの他の活動についても述べる予定である。