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阿部 清治
東京大学学位論文, 0, 245 Pages, 1994/09
軽水炉の炉心溶融事故の進展を解析するために、THALESコード体系を開発した。同コード体系は、炉心の溶融落下や格納容器内での諸現象をモデル化している。また、新しい流動計算手法の採用により、原子炉冷却系内の事故の進展を高速で解析できる。同コード体系の検証のためには、燃料損傷実験の解析や詳細熱水力計算コードとの比較解析を行い、THALESが炉心溶融事故の解析に必要な精度を有していることを確認した。次いで、別途開発された炉心溶融事故時FP放出・移行挙動解析コードARTとTHALESとを結合し、事故時ソースターム評価用コード体系THALES/ARTを確立した。同コード体系を用いてBWRとPWRについての感度解析計算を実施し、原子炉冷却系内での事故の進展、格納容器内での事故の進展、ソースタームを支配する因子を明らかにした。
石神 努; 坂本 亨*; 小林 健介; 梶本 光廣*
JAERI-M 88-093, 89 Pages, 1988/05
原子炉の安全評価手法の1つである確率論的リスク評価手法においては、炉心が溶融し多量の核分裂生成物(FP)が環境へ放出されるような炉心溶融事故が、公衆に及ぼすリスクという観点から重要である。炉心溶融事故時のリスクを評価するには、事故時にFPが環境へ放出される時期、量、核種等が必要であり、これらの情報を得るため炉心溶融事故時のFP移行挙動解析を行う計算コードARTを開発した。ARTコードの主な特徴は、(1)1次系と格納容器の両方の系でのFP移行を扱えること、(2)気相及び液相の流れによるFPの移行を扱えること、(3)事故時に多量に発生するエアロゾルの移行挙動が詳細にモデル化されていることである。本報告書は、ARTコードの使用手引書であり、計算モデルの説明、入出力説明、及びサンプルランを含む。
阿部 清治; 渡邉 憲夫; 井田 三男; 坂本 亨; 石神 努; 原見 太幹
Proc.on Probabilistic Safety Assessment and Risk Management PSA87, Vol.3, p.945 - 950, 1987/00
PWRの過酷事故時ソースタームについて、原研が開発したTHALES/ARTコード・パッケージによる感度解析計算を実施した。対象プラントは、米国のIndian Point3号機とした。まず、標準ケースとして、小破断LOCA、大破断LOCA、全給水喪失時に蓄圧器以外のECCS不作動という、3つの事故シーケンスを解析した。次いで、それぞれ標準ケースと、入力パラメータを1回もしくは1組変えた計算を次々行い、それが事故進展やFPの放出・移行挙動に及ぼす影響を評価した。米国NRCやIDCORプログラムのソースターム評価の結論同様、ソースタームが想定する事故シーケンスとプラントの設計詳細に依存するとの結論が得られた。
阿部 清治; 西 誠*; 渡辺 憲夫; 井田 三男*; 野口 俊英*
Proc.2nd Int.Topical Meeting on Nuclear Power Plant Thermal Hydraulics and Operatiions, p.6 - 49, 1986/00
確率論的安全評価手法開発の一環として、炉心溶融事故の進展を解析する計算コード・システムTHALESを開発した。同コード・システムは、従来この分野で用いられて来たMARCHコードと異なり、PWRの一次冷却系やBWRの原子炉冷却系の流動を多数ノードで扱える。溶融ノードを次第に下方に移動させることができるメルトダウン・モデルを有する等の、多くの特徴を有している。同コード・システムを用い、これまでPBFの重大燃料損傷実験、PWRの圧力容器内・格納容器内事故進展に関する感度解析、BWRの発電所停電事故の解析等を行ってきた。本報では、THALESの全コードが完成したことを機に、同コード・システムの特徴と、これまでの解析の主要な結果及び結論についてまとめる。
阿部 清治; 西 誠*; 渡邉 憲夫; 工藤 和夫*
日本原子力学会誌, 27(11), p.1035 - 1046, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.51(Nuclear Science & Technology)軽水炉の全リスクに支配的影響を与える炉心溶融事故を対象として、熱水力計算コード・システムTHALESのPWR用第1次版を開発した。PWR用コード・システムは、一次系熱水力解析コードTHALES-P,炉心温度上昇・溶融落下解析コードTHALES-M,格納容器温度・圧力応答解析コードTHALES-CVと、汎用化を目指した幾つかのプログラム・ライブラリから成る。なお、炉心溶融事故の解析では、一次系内各部の水位を正しく計算しつつかつ計算速度が速いことが不可欠であり、このため新しい流動計算手法を開発してTHALES-Pコードに適用した。本報では、THALESコード・システムの概要と共に、各コードの計算モデル、計算例を紹介する。また、水位の重要性、炉心落下モデルの必要性について論ずる。
D sequence analysis by THALES code system阿部 清治; 西 誠*; 渡邉 憲夫; 小林 健介; 工藤 和夫*
Proc.of ANS/ENS Int.Topical Meeting on Probabilistic Safety Methods and Applications, p.30 - 1, 1985/00
THALESコード・システムは、炉心溶融事故の熱水力解析を目的としたものであり、そのPWR用版は、一次系流動解析コードTHALES-P、炉心の温度上昇・溶融落下コードTHALES-M、それに格納容器温度・圧力応答解析コードTHALES-CVから成る。このTHALESコード・システムの性能評価のために、PWR SDシーケンスの解析を行った。まず標準ケースを設定してその計算結果を検討した後、圧力容器内、圧力容器外のトランジェントそれぞれについて感度解析計算を行った。圧力容器内解析では、炉型の違い、破断箇所の違い、溶融落下モデルの影響を検討した。圧力容器外解析では、動的機器の作動・不作動、原子炉キャビティ内の水の有無、融体-コンクリート反応の影響等を検討した。
阿部 清治; 西 誠; 渡邉 憲夫; 石黒 純一*; 工藤 和夫*; 中村 明*
JAERI-M 83-037, 96 Pages, 1983/03
炉心溶融事故時の原子炉格納容器圧力・温度計算コードTHALES-CV1を開発した。このコードでは、格納容器内の自由空間全体は、ジャンクションによって結ばれた幾つかのコンパートメントに分割される。各コンパートメントは更に、気相連続領域と液相連続領域に分けられ、その境界は自由液面で与えられる。THALES-CV1は、各領域の質量・熱量の系外との出入量を考慮し、格納容器内で圧力一様、各領域内で熱平衡を仮定し、格納容器圧力と、各領域の質量及び温度、それにジャンクションの流量及びエンタルピ等の、時間依存変化を計算する。系外との質量・熱量の出入としては、一次系からのブローダウン流、原子炉キャビティでの水の沸騰、融体-コンクリート反応によるガスの発生、格納容器スプレイの効果、水素爆発時の組成変化と燃焼熱、格納容器壁や内部構造物への伝熱、格納容器外への漏えい等を考慮できる。
堀口 直樹; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 吉田 啓之
no journal, ,
軽水炉における炉心溶融事故発生時、溶融した燃料は下部プレナムの冷却材プールに落下すると想定されている。溶融燃料ジェットは冷却材との相互作用により、微粒化、冷却そして固化すると考えられており、安全性の観点から、溶融燃料の冷却性能の評価が求められている。しかしながら、その実現には冷却材中の液体ジェット挙動,熱伝達,相変化それぞれに対する理解が必要である。本研究では、冷却材プールが漏洩や蒸発により浅水となった場合の液体ジェット挙動の解明を目的とする。本報では液体ジェットから発生した微粒化物の速度を計測可能とすべく、著者が開発した分散相速度計測手法を適用した結果について述べる。速度計測は、3D-LIF法を用いた液体ジェットの3次元可視化計測によって取得された時系列3次元界面形状データを用いて実施した。得られた微粒化物の速度は液体ジェットの侵入速度と比べ遅い結果となり、周囲流体を媒介して液体ジェットにより主に駆動されると考えられることから、この結果は妥当であり、微粒化物の速度計測が可能となった。
山野 秀将
no journal, ,
炉心損傷過程は4つのフェーズに分類される。起因過程、遷移過程、物質再配置及び冷却過程である。この報告では、各過程における特定の設計の特徴を示すとともに、その有効性を示すための安全評価結果を記述する。
