PCV内の線量率分布評価

奥村 啓介

シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動, p.116 - 121, 2021/05

事故進展解析,内部調査結果(カメラ映像や断片的な線量率実測値),サンプリング分析値などの情報と、燃焼・放射化計算及び放射線輸送計算等の理論計算を組み合わせ、破損および汚染された仮想的な福島第一原子力発電所の3次元プラントモデルを計算機上に構築し、格納容器内の最も確からしい線源・線量率分布を推定するための手法開発を行った。また、格納容器内モデルに配置した放射線検出器の応答計算に基づき、セシウムに汚染された格納容器内で、燃料デブリを探査するために有効な手法を提言した。

Unsteady natural convection in a cylindrical containment vessel (CIGMA) with external wall cooling; Numerical CFD simulation

Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Energies (Internet), 13(14), p.3652_1 - 3652_22, 2020/07

https://doi.org/10.3390/en13143652

In the case of a severe accident, natural convection plays an important role in the atmosphere mixing of nuclear reactor containments. In this case, the natural convection might not in the steady-state condition. Hence, instead of steady-state simulation, the transient simulation should be performed to understand natural convection in the accident scenario within a nuclear reactor containment. The present study, therefore, was aimed at the transient 3-D numerical simulations of natural convection of air around a cylindrical containment with unsteady thermal boundary conditions (BCs) at the vessel wall. For this purpose, the experiment series was done in the CIGMA facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). A 3-D model was simulated with OpenFOAM, applying the unsteady Reynolds-averaged Navier-Stokes equations (URANS) model. Different turbulence models were studied, such as the standard k-, standard k-, k- shear stress transport (SST), and low-Reynolds-k- Launder-Sharma. The results of the four turbulence models were compared versus the results of experimental data.

A Method for the prediction of the dose rate distribution in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*; 鎌田 創*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.108 - 112, 2019/01

https://doi.org/10.15669/pnst.6.108

福島第一原子力発電所(1F)の原子炉格納容器(PCV)内における線量率分布の予測手法を確立するため、以下の一連の計算を行った。(1)事故時の燃料組成を得るための燃焼計算、(2)不純物を含む炉内構造物の放射化計算、(3) IRIDによる事故解析の結果に基づくPCV中のCs汚染分布の推定、(4) PCV内の放射性核種の崩壊計算、(5)線量率を得るための光子輸送計算。これらの計算の後、ドライウェル周辺のCs濃度を、IRIDによるPCV調査で測定された局所線量率の結果と一致するように修正した。

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。

HTTRにおける放射線監視システム

仲澤 隆; 菊地 寿樹; 安 和寿; 吉野 敏明; 足利谷 好信; 佐藤 浩一; 箕輪 雄資; 野村 俊文

JAERI-Tech 2001-010, 125 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-010.pdf:7.4MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MWの高温ガス試験研究炉として、1998年11月10日に初臨界に達し、現在、放射線監視システムを活用して出力上昇試験における放射線管理データの測定を行っているところである。本報告書は、出力上昇試験、定期自主検査などにおける放射線管理を実施するうえで役立つように関連するHTTRの施設の概要を含めてHTTR放射線監視システムの設計方針、放射線管理設備及び放射線管理計算機システム等についてまとめたものである。

格納容器(Safety Hull)一体型水銀ターゲット構造の検討

神永 雅紀; 寺田 敦彦*; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 石倉 修一*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2000-076, 70 Pages, 2001/01

JAERI-Tech-2000-076.pdf:4.01MB

原研とKEKが共同で建設計画を進めている中性子散乱施設では、大強度陽子加速器から1MWのパルス状陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、核破砕反応により発生した中性子を生命・物質科学等の先端分野の研究に利用する計画である。核破砕水銀ターゲットシステム設計では、ビーム窓等の破損により水銀が漏洩する場合を想定して、その場合にも十分な安全性を確保できるように漏洩時の水銀を容易に回収可能な格納容器一体型構造の概念を提案した。水銀容器の内部構造は、熱流動解析結果に基づき定めた。格納容器はヘリウム容器/重水容器の二重容器により構成し、各容器外側に設けた容器補強剤であるリブを介して各容器を接続する構造とした。本容器構造の成立性については、内圧0.8MPaを付加した静的な構造強度解析により検討した。その結果、容器に生ずる静的な応力は、各容器の表面にリブによる補強を加えることによりSUS316Lの許容応力142.5MPa以下にできる見通しを得た。

ATR固有安全炉のプラント概念の構築のとりまとめ

岸田 雅子*; 内田 正治*; 吉岡 直樹*

PNC TJ3678 98-001, 206 Pages, 1998/03

PNC-TJ3678-98-001.pdf:5.53MB

平成4年度からこれまで、システムの簡素化と受動的安全性を重視した先進的なATRプラント概念の構築を目指し、従来のATRをベースに「ATRの特徴を活かす炉心冷却アイデア」を取り入れた要素技術の検討が実施されてきた。本研究ではこれまでの要素技術検討をまとめ、プラント構想、事故シナリオ、主要システム概念、格納容器(配置を含む)について検討し、安全性を向上した、合理的な中小型ATRパッシブ安全炉PS-ATR(以下PS-ATRと称する)のプラント概念を構築した。1要素技術の検討1)1000MWt自然循環型ATR原子炉・冷却系のシステム概念を構築した。2)受動的余熱除去機能を有する重水冷却系のシステム概念を構築した。2プラントシステム概念の構築1)原子炉本体は、上部よりの燃料交換方式として、格納容器の下部に設置したパッシブな安全系により原子炉本体が水づけにできるように、事故後の炉心冷却を確保できるようにした。2)原子炉冷却系は、自然循環型再循環方式とした。ただし、PS-ATRでは2ループとする利点が少ないため、システムが簡素化できる1ループ構成として、環状の蒸気ドラム、下部ヘッダを採用してスペースの有効利用をはかる方式とした。3)安全系の構成は、崩壊熱の除去、炉心への注水がパッシブなシステムで可能なようにして、電源喪失、小漏洩、大漏洩等の事故時のシナリオを検討して容量の設定、システムの成立性を確認した。以下にその構成を示す。ギャップ注水系+静的重水冷却系(崩壊熱除去機能)自動減圧系(減圧機能)蓄圧タンク注水系(注水機能)重力注水系(注水機能)原子炉格納容器冷却系(C/V圧力減圧、崩壊熱除去機能)4)以上の概念の格納容器内配置を検討して配置概念図を作成した。

原子力船の実現に向けて

井上 彰一郎

船の科学, 51(1), p.68 - 74, 1998/01

原子力船「むつ」の実験航海の成果により、原子力を動力とする船舶の実現性が実証され、船の推進エネルギーとしての原子力の優位性が多々証明された。実験航海終了後の「むつ」の原子炉は、原子炉室一括撤去方式により移送し、保管建屋に安全に保管展示して、一般の見学に供している。改良舶用炉の研究開発は、「むつ」の成果を活用しつつ小型で軽量かつ経済性にも優れた舶用炉の開発を目指し、大型船舶用原子炉(MRX)と深海船用原子炉(DRX)の工学設計研究を新しい安全の概念を採用した一体型炉として、要素技術の実験研究等を行いつつ実施してきた。原子力船を実現するということは、単に海上における動力エネルギーの安定確保のみならず、大量高速輸送への対応や大気汚染防止等地球環境保全の上でも非常に意義があり、深海調査、極地調査等の可能性の拡大にもつながる。

改良舶用炉MRXのLOCA時の格納容器圧力及び炉心冠水維持機能解析

楠 剛; 大久保 哲郎*; 頼経 勉; 安達 雅樹; 石田 紀久

JAERI-Tech 97-046, 56 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-046.pdf:1.88MB

水張格納容器及び自然循環方式の崩壊熱除去設備による受動的安全設備を備えた改良舶用炉MRXについて、LOCA解析をRELAP5により行い、格納容器圧力が設計圧力を上回ることなく炉心冠水を維持することが可能な運転範囲を明らかにした。解析では、配管の破断位置、格納容器気相部初期体積等をパラメータとした。その結果、格納容器気相部初期体積は基準値30mを中心に26~36.5mの範囲内に制御する必要があることが示された。また、長期冷却については、RELAP5の計算に加え、簡易計算を行い、非常用崩壊熱除去系統及び非常用格納容器水冷却系統の性能が、炉心冠水維持と格納容器圧力抑制のために妥当なものであることを明らかにした。

ATR原子炉格納容器内圧力解析コード-CONPOL-

山口 隆司

PNC TN1410 97-028, 14 Pages, 1997/07

PNC-TN1410-97-028.pdf:0.28MB

新型転換炉(ATR)の安全評価事象の内、「事故」の「原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化」に分類される事象における格納容器内の圧力、温度の評価には、原子炉格納容器内圧力解析コードCONPOLを用いている。ここでは、解析コードの機能及び解析モデルを示す。1.1解析コード本コードは、原子炉冷却材喪失事故が発生した場合における高温高圧の冷却材流入による格納容器内圧力上昇、温度上昇を評価する。そのため、本コードは下記の計算機能を有している。(1)原子炉冷却設備からのブローダウン量(2)原子炉冷却設備からの放熱(3)格納容器壁への蒸気凝縮熱伝達(4)格納容器スプレイ系によるスプレイ冷却効果1.2解析モデル本コードでは、原子炉冷却設備、格納容器、蒸気放出プールをモデル化し、それぞれに対し質量保存の式、エネルギ保存の式を基礎に、圧力、温度及び質量変化を求めている。