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久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10
動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。
Allelein, H.-J.*; Auvinen, A.*; Ball, J.*; G
ntay, S.*; Herranz, L. E.*; 日高 昭秀; Jones, A. V.*; Kissane, M.*; Powers, D.*; Weber, G.*
NEA/CSNI/R(2009)5, 388 Pages, 2009/12
The TMI accident in 1979 motivated an interest in LWR source terms and resulted in the production of a supplement to the first state of the art report (SOAR) which concentrated on LWR aerosol issues. The second SOAR dealt with primary system FP release and transport that covers vapor the condensation on aerosols and aerosol agglomeration. The present third SOAR was prepared focusing on aerosol behavior in both the primary circuit and in containment such as mechanical resuspension, impact of chemistry, re-vaporization of deposits, charge effect, removal by spray, hydrogen-burn effects on suspended aerosols, penetration of aerosols through leak paths and so on. A large number of probabilistic safety analysis (PSA level 2) plant studies have been performed around the world, frequently involving aspects of aerosol behavior. This report provides some examples, including sensitivity studies that demonstrate the impact of aerosol-related processes.
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。
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
被引用回数：6 パーセンタイル：40.47(Nuclear Science & Technology)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。
日高 昭秀; 工藤 保; 石神 努; 石川 淳; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1192 - 1203, 2004/12
被引用回数：6 パーセンタイル：40.72(Nuclear Science & Technology)原研では、放射性物質の放出機構解明とソースターム高精度予測を目的として、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験を行っている。そのうち、圧力影響を調べた実験において、1.0MPaでは0.1MPaに比べCs放出が約30%減少することを観測した。この現象は、結晶粒内拡散に加え開気孔中ガス拡散を考慮した2段階拡散モデルにより説明できることを明らかにした。しかしながら、このモデルは計算時間がかかり、確率論的安全評価等で使用する際は現実的でない。このため、2段階拡散モデルに基づき、燃料表面における開気孔中のガス拡散流束の圧力依存性1/
を、放出率速度係数を与える従来のCORSOR-Mに乗じる簡易モデルを導出した。さらに、この簡易モデルを原研のソースタームコードTHALES-2に組み込んで、BWRのTQUXシーケンスにおけるCsI放出を調べた所、格納容器が早期に破損する場合は、環境中放出割合がかえって増加する場合があることを明らかにした。今後、ソースターム計算において1/ CORSOR-Mモデルの使用を提案する。
日高 昭秀; 工藤 保; 更田 豊志
Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.499 - 500, 2004/12
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燃料を大気圧下で燃料の融点を超える3123Kまで昇温し、放射性物質の放出挙動を、
線計測,ICP-AES,
線計測により評価した。その結果、被ばく評価上、重要な核種であるセシウムがUO燃料よりも低温の1,000K前後から放出し始め、3,123Kでほぼ全放出となることが明らかになった。また、他の核種も含めた放出挙動について、UO燃料実験に基づくORNL-Boothモデルで評価した結果、2200K以下のCs放出は若干過小評価となるものの、ほぼ予測可能であることが明らかになった。U-235とPu-239の収率の差と、実験で得られた放出割合から予測されるUO燃料とMOX燃料からの放出量はほぼ同等であることから、原子炉のリスクに影響を与えるシビアアクシデント時のMOX燃料からの放射性物質放出挙動は、UO燃料の場合と比べてほとんど差が無いと考えられる。今後は、実験結果をもとに放出モデルを作成し、原研のソースターム解析コードTHALES-2に組み込んでソースタームへの影響を系統的に調べる。
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。
日高 昭秀
RIST News, (30), p.2 - 14, 2000/10
ART Mod2コードは、シビアアクシデント時の原子炉冷却系及び格納容器内の放射性物質の移行・沈着挙動を解析するため、リスク評価解析用として原研のソースターム解析コードTHALES-2の1モジュールとして開発されている。特徴としては、比較的短い計算時間で気体状及びエアロゾル状放射性物質の自然沈着過程や工学的安全施設による除去過程、及び主要な化学反応を機構論的に扱えること、改良したモデルがソースタームに与える影響を容易に確認できることなどが挙げられる。ART Mod2の前身であるARTコードのマニュアルが1988年に公刊されて以来、数多くのモデルが改良・追加され、種々の実験解析によるコード検証が進んだことから、1998年には最新版であるART Mod2コードがOECD/NEAデータバンクに登録された。本稿では、ART Mod2コードの開発の経緯、解析モデルの概要、コード検証解析例及び今後の課題等について紹介する。
村松 健; 梶本 光廣*; 坂本 享*; 大田原 保夫*; 戸倉 和美*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.171 - 175, 1993/01
原研で開発された炉心損傷事故解析コードTHALES-2(BWR版)のエンジニアリングワークステーション(EWS)版を開発した。THALES-2は、炉心損傷事故の事故進展と放射性物質の移行挙動を解析し、環境への放射性物質の放出量(ソースターム)を計算する機能を持っている。このEWS版は、EWSの優れたグラフィック機能を活かして、入力データの作成、編集、解析結果の表示等を会話型で実行できるユーザーインターフェースを持ち、解析作業の効率化が図られている。また、解析結果の表示については、プラントの圧力や水位等の状態の変化をアニメーション的に表示することができ、計算結果の解釈を容易にしている。
村松 健; 梶本 光廣*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.3 - 8, 1993/01
原研で実施している「国内軽水炉モデルプラントPSA」の一環として、原研で新たに開発されたTHALES-2コードを用いてPWRの小破断LOCA起因の炉心損傷事故シーケンスに関するソースターム評価を行い、炉心冷却に係わるシステムの作動/不作動が事故の進展やソースタームにどのような影響を及ぼすかを検討した。その結果、炉心損傷の開始時刻は、ECCSの作動/不作動とともに2次系冷却の有無に依存し、格納容器破損時刻は、これらの条件及び原子炉キャビティー内の冷却水の有無に依存すること、ヨウ素の環境への放出量は、1)炉心溶融、2)一次系でのヨウ化セシウムの再蒸発、3)溶融炉心コンクリート反応の3つの放出段階と格納容器破損時刻との関係に依存すること等が定量的に確認された。本報では、これらの解析結果を示すと共に、2つの事故シーケンスについて、他の解析コードによる計算結果との比較を示す。
日高 昭秀; 梶本 光廣*; 早田 邦久; 村松 健; 坂本 亨*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.408 - 416, 1993/00
シビアアクシデントに関する解析モデルのうち、その不確かさがソースターム評価に大きな影響を及ぼす現象の解析モデルを同定するため、原研が開発したTHALES-2及び米国NRCが開発したSTCP,MELCORを用いて、BWRシビアアクシデント時のソースタームについて比較研究を行った。対象とした事故シーケンスはECCSの不作動を伴う小破断LOCAである。本研究では、主要事象の発生時刻及びソースタームに関して比較し、解析モデルの違い及びその違いがソースタームに及ぼす影響について検討を行った。その結果、炉心溶融進展モデルの差が事故進展に大きな影響を与え、沈着したCsIの再蒸発現象をモデル化しているか否かがソースタームに大きく影響することが明らかになった。ソースタームに影響を与える解析モデルとして、燃料棒の溶融進展モデル、炉心支持板損壊及び全炉心崩壊モデル、再蒸発モデル、溶融物中のクラスト形成モデルが同定された。
梶本 光廣*; 村松 健; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 野口 俊英*
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, 9 Pages, 1991/00
原研では、確率論的安全評価に関する研究の一環として、炉心損傷事故解析コードTHALES-2を開発した。同コードは、炉心損傷事故時に原子炉冷却系内及び格納容器系内で起きる現象を総合的に解析できるコードであり、熱水力挙動と放射性物質(FP)挙動を同時に解析できること等の特徴がある。本報では、まずTHALES-2コードの解析モデルを記述する。次に、BWRの小破断LOCAを対象にした解例について述べる。本解析は、ソースタームの不確実さの要因であるFP再蒸発の影響を調べたものである。解析の結果、(1)原子炉冷却系内でのCsIの再蒸発はFPの崩壊熱による構造物の温度上昇によって著しく促進される、(2)CsOHやTeの再蒸発は、化合物が構造物に化学吸着するためにほとんど起きない。等の結果を得た。
