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杉本 純; 橋本 和一郎*; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 丸山 結; 上塚 寛; 更田 豊志; 中村 武彦; 早田 邦久; 片西 昌司*
日本原子力学会誌, 39(2), p.123 - 134, 1997/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所は1982年以来、米国原子力規制委員会(NRC)が主催するシビアアクシデント研究に関するCSARP(旧称SFD)計画に参加し、原子炉を用いた大規模実験のデータやNRCが開発した解析コード等を入手してきた。また、入手するデータを分析・評価し、解析コードを検証するため、原研でも事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画などの実験を実施するとともに、原研独自の解析コードの開発を進めてきた。本稿では、これまでのCSARP計画で得られた主な成果を中心に、CSARP計画の概要、我が国への反映と貢献について解説する。
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
被引用回数：1 パーセンタイル：14.44(Nuclear Science & Technology)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。
杉本 純
伝熱研究, 34(133), p.52 - 59, 1995/04
軽水炉のシビアアクシデント時の伝熱流動は、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材(気液二相)の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気ないし水素雰囲気中でのFPエアロゾルの挙動や水素の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、アクシデントマネジメントも含めた軽水炉のシビアアクシデント時の主な伝熱流動現象について、原研の成果を中心に研究の現状と今後の課題をまとめた。
ペレットの加熱による炉外EP放出実験石渡 名澄; 永井 斉
JAERI-M 85-199, 16 Pages, 1985/12
LWRの燃料損傷事故条件下での燃料からのFP放出割合については、NUREG-0772において貝体的な数値データが提出された。上出の数値データを評価するため、相対的に小規模の実験装置を用いる測定方法を開発した。1500
C以上の温度範囲において、燃料からのFPのCsの放出割合は相対的に大きいので、高周波誘導加熱炉を含む実験装置を用いて、照射済みUOペレットからの
Csの放出割合を測定した。照射済みUOペレットはNSRR及びJMTR-RABBITを用いて製作した。加熱実験において、Csの放出割合は、NSRR照射のペレットでは0.51(Ar、12.2分加熱、1500~2080C)、RABBIT照射のペレットでは、それぞれに0.63、0.59、0.81及び0.78(Ar、10.7分加熱、1500~1740C;Ar、32.8分加熱、1500~2255C;Ar+蒸気、22.0分加熱、1500~2230C;Ar+蒸気+H、14.0分加熱、1500~2030C)であった。
炉心損傷事故調査解析タスクフォース; FPサブグループ委員*
JAERI-M 84-055, 454 Pages, 1984/03
本報告書は、SCDに関連する諸問題に関し、できるだけ定量的な検討を加えることを目標として1982年5月に再編成されたタスクフォースの、約1年半の作業結果をまとめたものである。この間に調査、検討した項目は次のとおりである。(1)炉心損傷研究の目的、必要性の検討 (2)わが国において実施すべき現象論的炉心損傷事故研究の検討 (3)炉心損傷事故解析と重要事故シーケンスの検討 (4)SCDに関する重要な物理現象の検討 (5)研究の現状調査
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。
間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲
no journal, ,
The test bundle of the latest test CMMR-4, Core-Material Melting and Relocation experiment, consists of 48 fuel rods filled with ZrO simulant pellets with Zircaloy claddings, a control blade with B
C particles in SS tube and sheath, two Zircaloy channel box walls, and lower support structures. The height of the test bundle was 80 cm and the heating system of the test was the plasma heating, which enabled melting of the oxide simulant fuel pellets. The test confirmed that macroscopic gas permeability existed until the ceramic-fuel melted and that the hot fuel rods tended to remain as columns in the core region, which suggests the heating of the support structure in earlier phase is unlikely. This information is useful not only for 1F decommissioning but also for further understanding of a BWR severe accident progression. The test bundle was cut by using the abrasive waterjet (AWJ) technique that uses abrasive garnet of 150-300 micro m with feed rate of approximately 1.5 kg/min. In order to cut off about 30 mm of ZrB spot contained in the relocated melts, 750 liters of water, 84 kg of garnet and one nozzle replacement were necessary. The EPMA and XRD analyses of the cross-section showed that the place where repelled the garnet-contained waterjet contained ZrB. Since the cutting by AWJ technique has the property of selectively abrading the soft spots of the material, it must be noted that, in case of utilizing the technique in 1F decommissioning, garnet might be repelled by a hard boride and abrades places which were not expected.
