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西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデントなど従来の設計基準を超える事故が発生した場合に、炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられる技術的課題を整理、報告するものである。技術課題としては、沸騰挙動と二相水位の変化、露出部燃料の冷却特性、代替注水を目的とした減圧時の挙動や注水のサブクールの影響、代替注水として利用された海水などの成分の影響、燃料被覆管の酸化挙動、2次冷却系を用いた除熱の有効性実証、使用済み燃料プール(SFP)内燃料の冷却などが挙げられるが、ここでは、過渡的な沸騰挙動と二相水位の変化、代替注水された海水などの成分の影響、SFP燃料の冷却の研究計画の概略を説明する。
西村 聡*; 佐竹 正哲*; 曽我 昇太*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
重大事故解析コードMAAP5.03を用い、使用済燃料貯蔵施設(SFP)における冷却機能喪失事象等を対象とした事故進展解析を実施し、スプレイ注水あるいは代替注水を実施した際の冷却特性を明らかにした。被覆管破損を回避するためには事象発生から何時間以内にスプレイ注水を開始すればよいか等について、数条件での解析を行い検討した。
後藤 大輔*; 東條 匡志*; 小林 謙祐*; 根本 義之; 加治 芳行
no journal, ,
BWR使用済燃料ラック体系の定常熱伝達解析手法を用いて、シビアアクシデント解析手法MAAPとの比較、及び使用済燃料の配置に依存した燃料被覆管温度評価を行い、使用済燃料プール(SFP)水位低下時の燃料温度抑制に有効な配置の考え方を検討した。
小林 謙祐*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行
no journal, ,
BWRの角管ラックにおいては、部分水位となった場合、チャンネルボックス内外の水位差により、実効増倍率が大きくなる影響が指摘されている。現実的なBWR燃料の様々な照射状態を仮定し、比較的低圧状態まで試験されているボイド相関式により、チャンネルボックス内のボイド率や内外の水位差を評価し、これらの水密度条件を考慮したモンテカルロ臨界解析により、水位差の影響を評価した。
東條 匡志*; 金沢 徹*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行
no journal, ,
使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時には、水蒸気中/空気中に露出した燃料棒の温度が崩壊熱により上昇し、原子炉建屋内全域に渡る自然対流により冷却される。これの模擬として、大規模自然対流場における解析結果をもとに境界条件を設定した使用済み燃料ラック及び使用済み燃料体系の数値流体力学(CFD)解析を行い、酸化反応量, 残存酸素量, 被覆管温度を評価した。その結果、高温となる発熱有効長下端水位条件では、燃料上部からの空気流入も少なく、酸化反応によりチャネルボックス内の酸素が枯渇するため酸化反応が抑制されることが分かった。
後藤 大輔*; 小林 謙祐*; 東條 匡志*; 根本 義之; 加治 芳行
no journal, ,
沸騰水型軽水炉(BWR)の使用済み燃料プール(SFP)の水位が低下した際の燃料ラック内使用済燃料被覆管の最高温度の概略値を推定できるよう、ベース温度とラック配置・構造、崩壊熱分布に係る感度を、これまでに開発した3次元定常熱伝達解析手法を用いて評価した。その結果、隣接ラック間間隙は3cm以下で急激に冷却能力が低下すること、ラック下部の冷却材流入孔径は通常の範囲では被覆管最高温度への影響があまり大きくないこと等が明らかになった。また、ラック内崩壊熱分布の影響は大きいが、詳細な分布構造にはあまり依存せず、崩壊熱が全体的にラック外周寄りであるほど被覆管最高温度が低下する、などの感度が得られた。これらをベース評価の結果と組み合わせることで被覆管温度を推定可能となった。
小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 東條 匡志*; 根本 義之; 加治 芳行
no journal, ,
沸騰水型軽水炉(BWR)で使用されている角管タイプの使用済み燃料ラックにおいて、冷却機能喪失時にチャンネルボックス内外に水位差が生じ、臨界性に影響を与える可能性が指摘されている。これまで、その臨界性に与える影響の程度について報告を行ったが、その際のボイド率軸方向分布算出に使用したボイド相関式については、その妥当性が確認されていなかった。本研究においては、チャンネルボックス内外に水位差が生じる状況を模擬した実験を実施し、ボイド相関式の妥当性を検討した。その結果について報告する。
西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
本研究では、これまでに重大事故解析コードMAAPを用いて使用済み燃料プール(SFP)での冷却機能喪失事故等を対象とした事故進展解析を実施し、初期水位や崩壊熱が被覆管破損時間や水素生成量に及ぼす影響や、スプレイ及び代替注水, 燃料分散配置といった安全対策の有効性を評価した。本報では、SFPでの事故進展解析のために新たに提案した、空気中, 水蒸気中、及び、両者の混合雰囲気中にそれぞれ対応した被覆管酸化モデルをMAAPに導入しての解析を行い、それらの結果の比較検討を行った結果について報告する。
西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓
no journal, ,
2013年7月に施行された実用発電用原子炉及び核燃料施設等に係る新規制基準では、原子炉に加えて使用済燃料貯蔵施設(SFP)を対象とした安全対策の実施とその有効性評価が要求されている。われわれはこれまでに、米国電力研究所(EPRI)が開発した重大事故解析コードMAAP (Modular Accident Analysis Program)を用いてSFPでの冷却機能喪失事故等を対象とした事故進展解析を実施し、初期水位や崩壊熱が被覆管破損時間や水素生成量に及ぼす影響や、スプレイ及び代替注水, 燃料分散配置といった安全対策の有効性を評価した。本研究では、MAAPコードのSFPスプレイモデルの妥当性を評価することを目的として、別途原子力機構が実施したスプレイ冷却試験の再現解析を行った。