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渡邉 憲夫
JAERI-M 94-076, 97 Pages, 1994/06
本報告書では、PWRにおける原子炉停止時の崩壊熱除去機能喪失事象に関し、米国原子力規制委員会が発行した規制関連文書を収集・整理し、その内容を紹介する。また、米国の設置者事象報告書を基に、1990年下半期から1992年末までの間に発生した崩壊熱除去機能喪失事例とその可能性のあった事例を同定し、各事例について、事象の概要、原因、対策等をまとめると共に、事象の直接原因別及び根本原因別に事例を分類した結果について記述する。1980年以降、当該事象に関して15件の規制関連文書が発行されているが、その多くは、水抜き状態下での余熱除去系の運転手順、保守作業の手順や管理、水位計装に係わる問題を指摘していることが判明した。また、最近の事例を調べた結果、直接原因は、原子炉水位の下げすぎや一次冷却材の流出による空気巻き込みが主要因であり、根本原因は、手順書の不備や運転員/作業員の過誤等の人的要因によることが明らかとなった。
渡邉 憲夫; 平野 雅司
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1212 - 1223, 1992/12
1976年から1990年の間に、米国のPWRで発生した原子炉停止時の崩壊熱除去(DHR)機能喪失事象197件に関して、事例の分析を行った。このうち、約3分の1(63件)は原子炉の水抜き状態下で発生しており、その多くは、原子炉水位の下げすぎ、一次冷却材の流出、ポンプ流量の増加等によるDHRポンプの空気巻き込みが原因となっている。DHR機能の喪失が長時間にわたり、一次冷却材の沸騰が起こった事象もある。また、本報では、水抜き状態時の12事例について、実際の事象から得られたデータに基づいて、一次冷却材の温度上昇率と沸騰が起こるまでの時間を評価した。4件の沸騰事例については、DHR機能が喪失している間に冷却材の沸騰が起こったことを確認した。また、原子炉停止後長期間たって(例えば、停止後30日)DHR機能が喪失した場合でも、1時間以内に冷却材沸騰が起こることを示した。
渡邉 憲夫; 平野 雅司; 及川 哲邦
JAERI-M 91-143, 173 Pages, 1991/09
本報告書では、原子炉停止時における崩壊熱除去機能の喪失に関する事例の分析結果を報告する。収集した事例は、PWRが206件(対称期間:1976年~1990年)、BWRが48件(同:1985年~1990年)である。事例収集にあたっては、米国の設置者事象報告(LER)やOECD/NEAの事象報告システム(IRS)等を参照した。米国PWRで発生した197件の事象を分析した結果、原子炉停止時に崩壊熱除去機能が喪失した事例の多くは、(1)余熱除去系(RHR)ポンプの吸込/隔離弁の閉止、(2)水抜き運転状態時のRHRポンプの空気巻き込み、(3)RHRポンプの駆動力喪失、のいずれかが直接的な原因となっている。また、その背後にある根本原因を分析すると、手順書の不備や運転員/作業員の誤操作等の人為的な要因が支配的となっている。一方、米国BWRで発生した48件の事象については、運転員/作業員の誤操作に起因する吸込/隔離弁の閉止によるものが最も多い。
深野 義隆
no journal, ,
本研究では、ナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)時に燃料被覆管の破損を仮定した場合の炉心の著しい損傷に対する安全余裕について検討した。その結果、PLOHS時に被覆管が破損しても、炉心の著しい損傷に至るまでに大きな安全余裕があることがわかった。
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉における崩壊熱除去機能喪失時の炉心損傷防止対策であるナトリウム自然循環冷却の有効性を評価するために、炉心の全集合体毎の自然循環冷却挙動を解析する解析モデルについて、もんじゅの実機試験結果を用いて妥当性の確認を行い、崩壊熱除去機能喪失事象への適用性を確認した。
