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日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00
シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。
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。
H.Yang*; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Tech 99-013, 97 Pages, 1999/03
本報告書は、シビアアクシデント事象として、2次側安全弁の一つが開固着した場合のSurry炉の蒸気発生器伝熱管破損事故(SGTR)に対するMELCOR1.8.4コードの計算結果をまとめたものである。炉心温度が上昇する事故開始後1.0
10
秒までは、原子炉冷却系に関して一次系の正方向ループ流れを模擬したonce-throughモデルを用い、それ以降はホットレグ水平対向自然循環モデルも用いて計算を行った。得られた計算結果は、事故の進展、炉心溶融進展、放射性物質の放出及び移行、ソースタームの観点から詳細に記述した。主な結論として、高圧注水系が利用できれば炉心の温度上昇が大幅に遅延すること、CsIは開固着した安全弁から7%程度環境中に放出されることを明らかにした。また、SGTRではホットレグ水平対向自然循環はあまり発達しないため、それが事故進展に与える影響は小さかった。
渡邉 憲夫; 平野 雅司; 高橋 秀雄*
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.717 - 724, 1999/00
前兆事象評価(ASP)は、米国原子力規制委員会(NRC)が開発・利用した原子力発電所の事故・故障事例の重要度評価手法である。各事例の重要度は、確率論的安全評価手法(PSA)を用いて評価し、その結果は、条件付き炉心損傷確率で表現される。ASPでは、その評価モデルとして、イベントツリーを用いるが、NRCが作成したASP用イベントツリーは、これまでのPSAで用いられたイベントツリーと異なる点が見られる。例えば、ASPでは炉心損傷に至らないシーケンスが、PSAでは炉心損傷に至るシーケンスを含む場合がある。そこで、こうしたイベントツリーの不整合を排除するために、PWRの蒸気発生器細管破損に起因するイベントツリーで定義される事故シーケンスを対象に、熱水力最適評価コードTRAC-PF1を用いて解析を行った。本論文では、その結果と、より現実的なASPイベントツリーを作成するために導出した知見について報告する。
渡邉 憲夫
Reliab. Eng. Syst. Saf., 57, p.281 - 297, 1997/00
被引用回数：6 パーセンタイル：40.35(Engineering, Industrial)確率論的安全評価において、蒸気発生器細管破損(SGTR)事象は、リスク上重要な事象の1つとされている。また、運転経験データによれば、幾つかの事例では、事象の認識が遅れ、破損SGの隔離や均圧操作がタイムリーに行われなかったという事態が発生している。本研究では、10件の実事例と潜在的な事例1件を対象に、炉心損傷に至る可能性の観点から各事例の重要度を評価すると共に、SGTR緩和のための代替策を検討する際に役立つ情報を得ることを目的として、前兆事象評価を行った。その結果、SGTRの認識や減圧操作の遅れを伴った事例は炉心損傷に至る可能性が高くなり、重要な前兆事象となることを示した。この結果は、SGTR検知機能の向上や運転手順書の改善の重要性を示唆している。また、その他の不具合が発生した事例の幾つかは、その不具合により炉心損傷の可能性が高くなることを明らかにし、こうした状況からの復旧手段についても検討する必要性を示している。
安濃田 良成; 中村 秀夫; 渡辺 正; 平野 雅司; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.539 - 545, 1994/00
美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象について実験および解析によるシミュレーションを行った。実験は、実炉の1/21モデルの実験装置であるLSTFを用い、解析は、RELAP5/MOD2コードとTRAC-PF1/MOD1コードを用いた。シミュレーションの目的は、事故時の熱水力現象を詳細に調べることである。実験と解析を同時に行い、相互に結果を比較することによって、現象の理解が深まるとともに、それぞれの模擬の限界を明らかにすることが可能となる。実験および解析結果は、実炉における事故時の詳細挙動の評価に役立った。他方、非平衡現象やスクールに依存する現象に関しては、実験および解析の模擬性に限界があることが明らかとなった。実験と解析の組合わせによる安全評価の手法が、最も有効かつ信頼性の高い方法であることを再確認した。
黒田 猛*; 渡辺 正; 久木田 豊
JAERI-M 93-236, 34 Pages, 1993/12
蒸気発生器伝熱管破断事故(SGTR)は、加圧水型炉(PWR)の設計基準事象の一つで、安全評価では伝熱管一本の瞬時両端破断を想定する。この場合の破断流量は1次-2次系間の差圧、1次冷却材の未飽和度、破断発生位置に依存する。本報告では、原研のLSTF装置にて実施したSGTR実験の解析よりRELAP5/MOD2コードの破断流量予測性能の検証を行い、さらにこのコードを用いて実機における破断流量を予測した結果について述べる。実験解析においては、コードは二相臨界流を生ずる場合を含め、二相流、単相流の破断流量を良好に再現した。実機のSGTR解析では、破断が低温側管板直上における場合に破断流量が最大となる結果が得られた。また、破断流量予測の簡便な方法として、破断伝熱管の管摩擦を考慮する代りに、1より小さい流量係数を乗じる方法があるが、この方法では入口未飽和度による破断流量の変化を詳細に予測できないことが示された。
石神 努; 小林 健介
日本原子力学会誌, 35(6), p.549 - 560, 1993/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研では、緊急時に緊急技術助言組織に有用な情報を提供することを目的とした緊急技術助言対応システムの開発を行っている。同システムに含まれている支援データベース(事故解析結果をデータベース化したもの)の整備の一環として、THALES/ARTコードを用いて2ループPWRプラントにおいて1本の蒸気発生器伝熱管破損を起因事象とする苛酷事故の解析を行い、運転員による回復操作が炉心の健全性保持および環境へのFP放出抑制に及ぼす効果を定量的に評価した。解析の結果、(1)ECCS(高圧注入系)が作動すれば、その流量が定格流量より少なくても炉心露出や炉心溶融の防止が可能であり、安全上の裕度が高いこと、(2)ECCSが作動しない場合でも、1次系の減圧操作により環境へのFP放出量の抑制が可能であること、がわかった。
渡辺 正; M.Wang*; 久木田 豊
JAERI-M 93-039, 26 Pages, 1993/03
ROSA-IV/LSTFを用いて行われた蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)に関する安全解析の想定条件にほぼ沿った実験(実験番号SB-SG-07)の解析を、RELAP5/MOD2コードを用いて行い、SGTR事象に特徴的な現象に対するコードの予測性能の評価を行った。解析結果は実験における重要なパラメータの変化を良好に再現した。ただし、本解析では破断ライン内流体初期温度をホットレグ流体温度より低く設定したところ、破断流量は破断直後やや過大評価された。また、加圧器逃し弁(PORV)開による1次系減圧時の加圧器水位の上昇は過小評価され、PORV閉後の1次系圧力上昇は過大評価された。RELAP5/MOD2を用いたSGTR事象解析によって、水平層状流の判定基準、垂直層状流の界面熱伝達モデルなどの問題点が明らかとなった。
安濃田 良成; 中村 秀夫; 渡辺 正; 平野 雅司; 久木田 豊
Proc. of the 1993 Simulation Multiconference on the Int. Simulators Conf. ; SIMULATORS X, p.242 - 247, 1993/00
美浜2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象について実験および解析によるシミュレーションを行った。実験は、実炉の1/21モデルの実験装置であるLSTFを用い、解析は、RELAP5/MOD2コードとTRAC-PF1/MOD1コードを用いた。シミュレーションの目的は、事故時の熱水力現象を詳細に調べることである。実験と解析を同時に行うことは、相互に結果を比較することによって、現象の理解が深まるとともに、それぞれの模擬の限界を明らかにすることが可能となる。今回の実験および解析によるシミュレーションの結果は、実炉における事故時の詳細挙動の評価に役立った。反面、非平衡現象やスケールに依存する現象に関しては、実験および解析の両者共、模擬性に限界があることが明らかとなった。実験と解析の組合わせによる安全評価の手法は、最も有効かつ信頼性の高い方法であることを再確認した。
藤木 和男; 石神 努; 生田目 健
Proc. OECD/CSNI-CEC Specialist Meeting Trend and Pattern Analyses of Operational Data from NPP, p.407 - 418, 1990/00
原子力発電プラントの安全性向上にとり運転経験情報のフィードバックの重要性が、近年広く認識されている。原研ではOECE/NEA加盟国による事故故障情報報告制度(IRS)によって収集される事故故障情報のデータベース化と検索システムの整備を行ってきた。本報告では、このIRS情報に基づき、PWRの蒸気発生器伝熱管損傷事象及びBWRの電源喪失事象について、発生原因、事象進展の特徴、安全上留意すべき点等を抽出、比較検討を行った。
早田 邦久; 石神 努; 日高 昭秀; 阿部 清治
NEA/CSNI(1989)158, p.299 - 308, 1989/06
運転員による原子炉冷却系の強制減圧操作は、シビアアクシデント時だけでなく設計基準事故時の事故影響を緩和するために有効なアクシデントマネジメントの一つとして考えられている。JAERIでも強制減圧操作を主要な事故影響の緩和手法と位置づけ、様々な実験や解析を行ってきた。本報では、小破断LOCA時、過渡事象時、蒸気発生器伝熱管破損事故時に減圧操作を行った場合の有効性に関する解析結果ついて報告する。得られた主な成果は、a)小破断LOCAや過渡事象を起因事象とするシビアアクシデント時に原子炉冷却系の強制減圧操作を行うと、原子炉圧力容器の下部ヘッドの溶融破損タイミングを遅らせることができる。b)原子炉圧力容器下部ヘッドの破損時刻は、減圧操作のタイミングよりも減圧操作時にいくつの弁を開放したか、すなわち減圧速度に依存する。c)1次冷却系及び2次冷却系の強制減圧は、蒸気発生器伝熱管破損事故時の影響を緩和するとともに、炉心溶融を回避するために有効である。
五福 明夫*; 岡崎 文大*; 吉川 栄和*; 藤木 和男; 鴻坂 厚夫; 若林 二郎*
Tech. Rep. Inst. At. Energy,Kyoto Univ., 211, p.1 - 57, 1989/05
米国Prairie Island1号炉で1979年に生じた蒸気発生器伝熱管破損事故に関し、RELAP5/Mod1コードによるシミュレーションを行った。シミュレーションの目的は原子力発電プラントの異常診断システムの開発にあたって事故時のプラントパラメータ過渡変化について実際のプラントからのデータの代用と成り得る模擬データを供給するための解析コードとその入力モデルを整備することである。計算は伝熱管破損後3200秒までの時間について行った。計算結果はプラント記録及び原研でRETRAN-02コードにより実施された解析結果と良く一致しており、若干の改良すべき点はあるものの、RELAP5/Mod1コードと今回用いた入力モデルの組合せが、事故時のPWRプラントの全体挙動を模擬する道具として有効な事が示された。(本報告は原研側発表者が、旧原子炉安全解析研究室に所属中に行なった協同研究の一部である。)
