Damage evaluations for BWR lower head in severe accident based on multi-physics simulations

勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 古田 琢哉; 加治 芳行

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07

To assess rupture behavior of the lower head of reactor pressure vessel in boiling-water-type nuclear power plants due to severe accident like Fukushima Daiichi, we have been developing an analysis method based on coupled analysis of three-dimensional multi-physics simulations composed of radiation transport, thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. In this simulation, Monte Carlo radiation transport calculation is firstly performed by using PHITS code to compute proton dose distribution considering molten conditions of core materials. Then the deposit energies at each location is imported into TH analysis code ANSYS Fluent with the same geometry and temperature distribution is simulated by thermal-fluid dynamics. Finally, temperature distribution obtained from TH analysis is applied to thermal-elastic-plastic-creep analyses using FINAS-STAR and then damage evaluation is carried out based on several criterions such as Kachanov, Larson-Miller-parameter, melting point. To conduct such analyses, we also have continued to obtain experimental data on creep deformation in high temperature range. In this study, to predict time and location of reactor pressure vessel (RPV) lower head rupture of boiling water reactors (BWRs) considering creep damage mechanisms, we performed creep damage evaluations based on developing analysis method by using detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes and welds. From the detailed analysis results, it was concluded that failure regions of BWR lower head are only the control rod guide tubes or stub tubes under simulated conditions.

福島県内を想定した複雑な実環境中での空間線量率分布解析システム(3D-ADRES)の研究開発; リモートセンシング情報の活用と各環境因子(地形・土壌・建物・樹木等)の影響評価

Kim, M.; Malins, A.; 佐久間 一幸; 北村 哲浩; 町田 昌彦; 長谷川 幸弘*; 柳 秀明*

RIST News, (64), p.3 - 16, 2018/09

環境中に放出された放射線源による空間線量率の正確な分布は、住民の被ばく量を評価し、それを可能な限り低減するための必須な情報となる。しかし、市街地・森林等は複雑な構造物や樹木が存立する他、地形も平坦ではなく放射線の散乱や遮蔽が頻繁に起こるため、空間線量率の分布は非一様となる。加えて放射線源の不均質な分布は更にそれを複雑なものとするため、正確な空間線量率の分布を知ることは容易ではない。そこで、日本原子力研究開発機構・システム計算科学センターは、福島環境安全センターと連携し、福島県内の市街地や森林等の複雑な環境中の地形・樹木・建物等の3次元のリアルな構造物モデルを構築し、更に不均質な放射性セシウムの線源分布を取り込むことを可能とすることで、空間線量率の3次元分布が計算可能なシステム(3D - Air Dose Rate Evaluation System: 略称3D-ADRES)を開発した。3D-ADRESでは、人工衛星画像等のリモートセンシング情報や種々の地理情報等を最大限に活用し、構造物を認識(一部自動化済み)した後、その構造をリアルにモデル化し、モンテカルロ計算コードPHITS用フォーマットに変換することで、シミュレーションによる詳細な空間線量率分布を取得可能とする。本稿では、そのシステムの概要について記し、実際の計算例を示す他、今後の課題についても記す。

第6回「原子力におけるソフトウエア開発」研究会報告集

原子力コード研究委員会; 炉物理研究委員会

JAERI-M 91-015, 188 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-015.pdf:5.82MB

本報告書は、平成2年10月31日と11月1日に、日本原子力研究所東海研究所において開催された、第6回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会での発表論文の内容を収録したものである。研究会は、原子力コード研究委員会と炉物理研究委員会の共催によって行われた。本研究会での発表論文は、(1)高エネルギー加速器のための放射線輸送コード、(2)次世代原子力システムの熱流動解析及び(3)高精度流動計算と計算機性能に関するものであった。

凝縮相における低エネルギー電子の微視的放射線作用の研究; 電子輸送計算法の開発

甲斐 健師; 小川 達彦; 安部 晋一郎; 佐藤 達彦

no journal, , 

ナノスケールの微視的な空間領域で誘発される放射線作用の研究では、1keV以下の低エネルギー電子による挙動やエネルギー付与を解明することが重要となる。しかしながら、現状の放射線挙動計算コードは、このような低エネルギー電子の物質中における挙動を正確に模擬することができない。そこで、この課題を解決するため、飛跡構造コードの開発を進め、PHITSコードへの実装を計画している。開発した飛跡構造コードを利用し、水中における低エネルギー電子の微視的挙動について計算した結果、従来予測と異なり、電子の熱化は水和前電子生成と同時に進行することを理論的に予測することができた。本講演では、飛跡構造コードを用いた研究成果とともに、PHITSへの実装や機能の拡張等の今後の展望を報告する。

PHITSにおけるイオンの飛跡構造計算機能の開発

甲斐 健師; 佐藤 達彦; Liamsuwan, T.*; Nikjoo, H.*

no journal, , 

放射線と物質の相互作用研究において、PHITSのような汎用放射線輸送計算コードは、センチメートルスケールの複雑体系における線量評価と共に、ナノスケールの微視的空間領域で誘発される放射線作用を研究する分野への適用も期待されている。そのため、これまでの電子に加えて、陽子及び炭素イオンの微視的挙動及び分子レベルのエネルギー付与量(電離や電子的励起)を解析するため、飛跡構造計算機能を高度化して、PHITSへ実装した。PHITSはこれまで細胞レベルのエネルギー付与計算が限界であったが、高度化した飛跡構造計算機能を適用することで、分子レベルの放射線分解・反応が関与するDNA損傷の推定等への適用が期待される。

含水燃料デブリの挙動評価システムの構成

小川 徹

no journal, , 

シビアアクシデント後の燃料デブリは、事故進展過程に依存した多様な性状を有し、また、回収法によって物理状態も変化する。それに対応して、適切な管理法を選択しなければならない。また、回収前後のデブリの経年変化も懸念される。ここでは、任意の粒径分布を持った含水粒子充填状態を個別要素法によって模擬したうえで、放射線輸送モンテカルロ解析によって水切り前後での間隙水、カバー水へのエネルギー吸収を、実験系、実体系のそれぞれに応じて予測するシステムを構成した。さらには、水の放射線分解に伴う反応解析と熱力学解析により、水素発生やデブリ経年変化挙動の評価法を検討した。

Studies on the effective dose for public based on air dose rate

遠藤 佑哉; 植頭 康裕; 高瀬 つぎ子*; 山口 克彦*; 塚田 祥文*

no journal, , 

2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故を受け、環境省は、追加被ばく線量が20mSv/年未満である地域については、長期的な目標として、追加被ばく線量が1mSv/年以下になることを目指すとの基本方針を示した。しかし、現在はこの年間追加被ばく線量の計算において、周辺線量当量率(H*(10))と実効線量が同一なものとして扱われていることが多い。また、環境中に放出されたCs及びCsは、物理学的半減期が異なることから、空気カーマ率及び周辺線量当量率から実効線量への換算係数が時間経過とともに変化することが予想される。本報では、野外における実測及びシミュレーションにより調査した、時間経過を踏まえた実効線量換算係数の変化について報告する。

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,22; セメント固化体及びAAM固化体の発熱影響の評価

高橋 裕太; 角田 あやか; 榎本 真由*; 今泉 憲*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃炉作業で生じる水処理二次廃棄物を、普通ポルトランドセメント(OPC)やアルカリ活性材料(AAM)で固化体とした場合の固型化材に応じた発熱影響を評価する目的で、放射線輸送解析及び熱伝搬解析を行い、固型化材の密度及び熱伝導率が固化体最大温度に与える影響を明らかにした。

PHITSコード開発の現状

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦; 岩元 洋介; 小川 達彦; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 甲斐 健師; 松谷 悠佑; 松田 規宏; 平田 悠歩; et al.

no journal, , 

PHITSは、国内外の研究機関と協力し原子力機構が中心となって開発を進めている汎用の放射線挙動解析コードである。あらゆる物質中の様々な放射線の振る舞いを模擬することができるため、理学,工学,医療といった幅広い分野で7,000名以上の研究者・技術者に利用されている。おおよそ年1回の頻度で高度化を進めており、最新版となるPHITS version 3.27を2022年3月に公開した。PHITS version 3.27の前バージョンからの主な改良点として、(1)任意物質における飛跡構造解析モードITSARTの実装、(2)重陽子・アルファ粒子・光子に関する核データライブラリの読み込み機能の追加、(3)利用可能な高エネルギー核データの自動検索機能の追加、(4)EXFORの実験値を参照した核反応イベントを再現可能とする変換プログラムの開発、(5)GUI版RT-PHITSの開発、(6)系統的不確かさ評価機能(Anatally)の全タリーへの拡張等がある。本発表では、飛跡構造解析モードによる計算結果等を示すことで、追加した機能の特長を紹介するとともに、今後の開発計画も報告する。