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小澤 正明*; 天谷 政樹
日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.185 - 200, 2020/12
発電用軽水炉(LWR)では、冷却材喪失事故時に炉心の冷却可能形状を維持するとともに放射性核分裂生成物の公衆及び環境への放出を最低限にするために設計された非常用炉心冷却系(ECCS)が設けられている。LWR用ECCSに関する規制基準は、設計上の安全機能及び性能の評価並びに安全評価結果の安全裕度を確保するために定められている。日本における現在の基準は1981年に定められ、これは旧基準に対し当時の知見を加えたものである。この基準制定以降、燃料被覆管の材質、設計等を変えることで燃料燃焼度が進展し、これに伴い高燃焼度燃料のLOCA時の安全性を評価する研究を通して更に知見が蓄積されてきた。本論文では、日本の現行のECCS基準の高燃焼度燃料への適用性に関する最近の研究成果と今後の課題をまとめた。現在までに得られている研究成果によれば、燃焼度進展がLOCA時の被覆管酸化や急冷時破断限界に及ぼす影響は小さく、現行基準が高燃焼度燃料にも適用可能であることが分かった。
久保田 健一; 江沼 康弘; 田中 良彦; 此村 守; 一宮 正和
JNC TN9400 2000-066, 52 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-066.pdf:1.82MB
平成11年度より2年間の予定で高速増殖炉サイクルの実用化に向けた調査研究として、「実用化戦略調査研究フェーズI」を実施している。本報告書は、このフェーズIの中間段階、すなわち平成11年度の研究成果をまとめたもので、実用化戦略調査研究において対象としたFBRプラントシステムのうち溶融塩高速炉について技術的成立性及び経済性等の観点から検討を加えたものである。平成11年度は、その他概念の高速炉として流動燃料炉全般を対象として検討に着手し、現時点での知見に基づき軽水炉との燃料サイクルの整合が取れるU-Puサイクルが可能な唯一の高速増殖炉体系として、塩化物溶融塩炉を選定した。次に、溶融塩炉の抱える技術的・経済的な様々な課題を摘出・評価したうえで、塩化物溶融塩炉としての諸特徴を具備した溶融塩燃料組成及びプラント概念を暫定構築し、溶融塩以外の冷却材を使用するプラントと比較評価するため、限られた技術情報を前提として技術的及び経済的成立性について評価し以下の結果を得た。(1)塩化物溶融塩炉は固有の安全性を有し、再処理費や燃料費の著しい合理化効果が期待できる。(2)燃料インベントリと炉心冷却能力はNa冷却炉より劣るため、原子炉及び冷却系機器の物量がNa冷却炉より増加する。(3)溶融塩との共存性のある経済的な構造材料開発の見通しが不明である。以上の結果より、現状では次の検討ステップへの移行は時期尚早と考えられる状況であるとの結論に至った。
八木 理公; 佐藤 貢; 掛札 和弘
JAERI-Conf 99-006, p.136 - 141, 1999/08
JRR-3M原子炉停止後の崩壊熱による原子炉プール水温度変化について評価を実施した。本研究は、原子炉停止後の炉心の崩壊熱、プール水面からの放熱、躯体からの放熱及びカナルへの伝熱等の熱収支によるエンタルピー増加量を評価することで、原子炉プール水温度変化を計算し、過去の運転データとの比較評価を試み、効率的な原子炉停止後冷却運転を図ろうとするものである。過去の運転データとの比較により、評価式を補正した結果、計算値と運転データは極めて良く一致した。
安濃田 良成
原子力システムニュース, 10(1), p.12 - 18, 1999/00
ROSA計画は、LOCA時の原子炉内の熱水力挙動、特にECCSの有効性やそれに及ぼす各種因子の影響を把握し、LOCA時における原子炉の安全裕度を定量的に評価し、解析コードを開発・検証する目的で、1970年以来約30年間、研究の重点を移しつつ実施されている。現在は、その第5期目のROSA-V計画を実施中であり、おもにシビアアクシデント防止など次世代軽水炉の安全性に関する研究を行っている。その研究の一環として、米国原子力規制委員会との国際協力により、次世代軽水炉AP600の安全性確証試験をROSA計画大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した。確証試験の結果、AP600の受動的安全系がおおむね予想通りに作動し、炉心冷却が維持されることを確認した。また、種々の重要な現象が確認されたが、炉心の冷却性に問題を及ぼすほどではないことが確認された。
井口 正
JAERI-Research 98-054, 216 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-054.pdf:7.94MB
PWR大破断冷却水喪失事故時の再冠水期における炉心内の熱水力挙動は、流路が管群であることや水流速が極めて小さく停滞水条件に近いことなどのために、従来広い研究対象とされてきた2相流挙動と異質な面がある。このため、上記の熱水力挙動を構成する素現象のうちには、原子炉安全評価の観点から重要であるにもかかわらず、現象の理解が不十分で、かつ予測精度が充分ではないかまたは適切な予測モデルがないものがあり、事故時の状況を高精度に予測するのに対し障害となっている。そこで、著者は定量的予測を達成する上で重要な素現象として、管群流路内のボイド率、再冠水現象に及ぼす炉心水平出力分布の影響、再冠水現象に及ぼす非常用炉心冷却水の複合注入の影響、複合注入型PWRの再冠水挙動に見られる炉心内循環流及び炉心2領域化現象を抽出し、これらの現象の解明と計算モデルの構築を行った。最終的には、代表的なPWR形式であるコールドレグ注入型PWR及び複合注入型PWRにおける再冠水挙動を充分な精度で予測する手法を確立した。以上の成果を原研で開発された再冠水現象解析コードREFLAに取り込み、予測精度の向上と適用性の拡大を実現した。
山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 工藤 保; H.S.Park*; 杉本 純
Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.827 - 838, 1996/00
原研のALPHA計画では溶融炉心冷却材相互作用試験において、原子炉のシビアアクシデント時に溶融炉心と冷却材が接触した場合に起こる種々の相互作用について広範な研究を実施している。溶融物落下水蒸気爆発実験では、溶融炉心が冷却材中に落下した場合の水蒸気爆発の特性や種々のパラメータが水蒸気爆発の発生に与える影響について調べている。溶融物冷却性実験では、アクシデントマネジメントとして溶融炉心に冷却材を注入した場合を想定し、注水モードによる相互作用の違いを調べた。これらの研究から得られた成果は国のアクシデントマネジメントの検討等にも用いられている。新たにTMI-2号炉事故でみられたような圧力容器内底部に溜まった水中に溶融炉心が流れ込んだ場合の溶融炉心の冷却機構を調べる研究を開始した。これらの実験研究とともに、水蒸気爆発解析コードJASMINE等、計算モデルの開発も実施している。
軽部 浩二; 山崎 学; 吉野 和章; 佐藤 聡; 河井 雅史; 田村 政昭
PNC TN9440 93-012, 83 Pages, 1993/04
高速実験炉「常陽」の1次主・補助冷却系統の運転実績について報告する。主冷却系統は昭和57年1月から平成4年3月まで、補助冷却系統は昭和61年10月から平成4年3月までの運転実積は以下の通りである。1次主冷却系統とも特に大きな支障もなく、順調な運転を継続した。(1)1次主冷却系統主循環ポンプ運転時間は67675時間であり、総合運転時間は105970時間に達した。主循環ポンプの起動回数は212回である。(2)1次補助冷却系統、補助冷却系統は、ナトリウム初充嗔以降ほとんど待機状態であった。補助循環ポンプの運転時間は4767時間であり、総合運転時間は8667時間に達した。循環ポンプの自動起動回数は31回であり、これらの異常時の自動起動ではなく、全て計画的な各種試験によるものである。
中村 秀夫; 片山 二郎; 安濃田 良成; 久木田 豊
日本機械学会第69期通常総会講演会講演論文集,Vol. B, p.456 - 458, 1992/00
原子炉停止時に炉心崩壊熱を除去する余熱除去系の機能喪失事象について、ウェスティングハウス型加圧水型原子炉を模擬したROSA-IV/LSTF装置を用いて、原子炉1次系に開口部の無い条件での模擬実験を行った。その結果、事象発生後、炉心冷却材の沸騰及び1次系の圧力上昇は、炉心出力等に依存するものの、今回の実験条件では、10分程度の早期に開始することがわかった。更に、1次系の圧力は、2次側に冷却材を持つ蒸気発生器(SG)の2次側圧力に依存し、SG2次側圧力の制御により圧力上昇を抑制することができること、また、非凝縮性ガス(今回実験では空気)が1次系内の各部、特に2次側に冷却材を持つSGの細管内に集まり蒸気凝縮を妨げると共に、1次系の圧力上昇に大きな影響を与えることなどがわかった。
丸山 結; 阿部 豊; 三野 義孝*; 早田 邦久
JAERI-M 89-054, 142 Pages, 1989/05
軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心構造物が粒子状になり圧力容器内にデブリベッドを形成する。デブリベッドからは崩壊熱の放出が続き、冷却が維持されない場合は事故の拡大を招くことになる。デブリベッドの冷却性を定量的に評価することは、シビアアクシデントの事故進展解析あるいは事故管理解析上、非常に重要な位置づけとなっており、原研も含め各国の機関で実験的研究が実施されている。シビアアクシデント時に形成されるデブリベッドの形状は複雑であることを考慮し、実験はできる限り幅広い実験範囲を網羅するよう進められている。本研究室ではこれまでに得られた実験結果を有効に利用し、今後の実験計画及び解析的研究に資することを目的に損傷炉心冷却挙動実験データベースを開発・整備した。本報告書はデータベースの概要、使用方法ならびに応用についてまとめたものである。
安達 公道; 鈴木 光弘; 傍島 真; 岡崎 元昭; 斯波 正誼
日本原子力学会誌, 20(5), p.347 - 358, 1978/05
被引用回数：0ROSA-IIの高温側配管破断でECCS注入を行った場合について、低温側配管破断との比較をする一方、RELAP-3コードを用いた予備解析によりブローダウン過程の炉心冷却に関してとくにきびしい破断条件を予測し、その条件の附近で試験パラメータを変化させた一連の実験を行なって、その予測の妥当性を確認した。主な結論は次の通りである。(1)高温側配管大口径破断においては、ブローダウン過程初期の炉心下向き流れが弱く、炉心流れが停滞気味になる。このため、破断後比較的早い時期に水面下ボイド中への燃料棒の露出を生じ、燃料棒表面温度は上昇する。(2)ダウンカマ部の上向き上気流が弱いため、ACCによる圧力容器の蓄水は顕著で、再冠水過程の炉心冷却は比較的良好である。また、LPCIの注入位置が炉心冷却に及ぼす影響は比較的小さい。
安達 公道; 傍島 真; 岡崎 元昭; 鈴木 光弘; 斯波 正誼
日本原子力学会誌, 20(3), p.185 - 194, 1978/03
被引用回数：0ROSA-IIの低温側配管破断でECCSを注入した場合について、RELAP-3コードを用いた予備解析により、ブローダウン過程の炉心冷却に関してとくにきびしい破断条件を予測し、その条件の附近で試験パラメータを変化させた一連の実験を行って、その予測の妥当性を確認した。主な結論は次の通りである。(1)上向きであれ下向きであれ、わずかの炉心流れがあれば、ブローダウン過程の有効な炉心冷却が確保できるが、炉心流れが停滞すると、炉心冷却はきわめて劣化する。したがって、このような条件で燃料棒表面温度を正確に予測するためには、一次系内の流体挙動に関する詳細な解析が必要である。(2)循環ポンプの駆動力は、ブローダウン過程の炉心冷却に強く影響し、ある場合はこれを促進し、ある場合はこれを阻害する。
川部 隆平; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
シビアアクシデント時に溶融炉心が格納容器の水プール中に落下する際の格納容器床面上における溶融炉心の拡がりと冷却挙動を評価するため、機構論的溶融炉心/冷却材相互作用解析コードJASMINEのモデルを改良し、スウェーデン王立工科大学において実施された高温溶融炉心模擬物の拡がりに係わるPULiMS実験を解析した。実験の観察結果及び測定結果との比較から、解析結果は拡がり面積を過大に評価する傾向が示されたが、水の冷却によって形成される上面クラスト、床面への放熱により形成される底面クラスト及び両クラストの間を移動する溶融物から成る三層構造で床面上を拡がる溶融炉心をモデル化した改良が妥当であることを確認した。
川部 隆平; 松本 俊慶; 安島 航平; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
MCCI防止対策の有効性評価において重要なパラメータである溶融炉心とコンクリートの界面面積を適切に評価するため、JASMINEコードの溶融炉心床上拡がりモデルを改良し、PULiMS実験及びBWR実機条件での解析に適用した。PULiMS実験結果との比較より、今回のモデルは径方向の拡がり速度を概ね再現できたが、水への伝熱を過小評価し、最終的な溶融物拡がり面積を過大評価する傾向があることが分かった。
城戸 健太朗
no journal, ,
シビアアクシデント(SA)時のソースターム(放射性物質の種類や放出量など)評価には不確かさが伴う。この不確かさの定量化及び低減を目的とし、SA時の重要現象に係るデータの取得、重要現象解析コードの開発、これらの成果を集約したSA総合解析コードTHALES2の改良を行うとともに、同コードを活用したソースターム評価技術の開発を進めている。個別トピックとして、代替統計モデルを用いたFP化学計算機能の導入、溶融炉心/冷却材相互作用解析コードJASMINEによる溶融炉心冷却性評価、福島第一原子力発電所(1F)原子炉建屋・格納容器内情報分析(OECD/ARC-F計画)を取り上げ、概要を紹介する。
