Data report of ROSA/LSTF experiment IB-HL-01; 17% hot leg intermediate break LOCA with totally-failed high pressure injection system

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07

JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

ロボット訓練用ステージの製作

椿 裕彦; 小泉 聡*

JAEA-Technology 2020-016, 16 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-016.pdf:2.96MB

楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力災害対策特別措置法及び平成二十三年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)に対応するための日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。同課の重要な任務に遠隔機材(偵察用ロボット及び作業用ロボット等)の日本原子力研究開発機構内原子力施設各拠点の操作員に対する操作訓練がある。偵察用ロボット及び作業用ロボットの基本的な操作訓練の一つに、往復型通路(上から見てU字型通路)の走行訓練がある。従来同課は、当該訓練においては、その都度他課室所有の通路部材を借用し往復型通路を組上げ、対応していた。同課は、令和元年度に往復型通路の走行訓練のためのロボット訓練用ステージ(階段部を含む)を設計製作し、運用を開始した。本ステージにより当該訓練の準備の省力化がなされ、訓練日の任意設定が可能となり、また通路部材の組み替えが容易な設計から多様な通路設定が可能となった。本書は、遠隔機材整備運用課が行った、ロボット訓練用ステージの設計及び製作に関し報告するものである。

Dispersion modelling of radioactive materials

永井 晴康; 山澤 弘実*

Environmental Contamination from the Fukushima Nuclear Disaster; Dispersion, Monitoring, Mitigation and Lessons Learned, p.230 - 242, 2019/08

https://doi.org/10.1017/9781108574273.011

福島第一原子力発電所事故により大気に放出された放射性物質への対応として、国の緊急時対応システムであるSPEEDIの適用状況と課題について解説する。SPEEDI開発の経緯や機能、原子力防災体制における役割を概説するとともに、今回の原子力発電所事故対応においてどのように使われたか、また、使われるべきであったかを、開発者の視点で検証する。これにより得られる教訓と課題が、原子力防災体制の再構築も含めた予測システムの改善や活用方法の検証に役立てられるとともに、今後、万一同様な事故が起こってしまった際に公開される予測情報を適切に理解し、有効に活用するための一助となる。

Unitization for portability of emergency response surveillance robot system; Experiences and lessons learned from the deployment of the JAEA-3 emergency response robot at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

川妻 伸二; 三村 竜二; 淺間 一*

ROBOMECH Journal (Internet), 4, p.6_1 - 6_7, 2017/02

https://doi.org/10.1186/s40648-017-0073-7

緊急時対応偵察ロボットの可搬性が重要であることは明らかであった。そのため、日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構: JAEA)が開発したRESQ-Aロボットも可搬性の考慮がなされていた。福島第一原子力発電所事故の発生後、JAEAが当初想定した現場状況に合うようにRESQ-Aロボットを改造した。しかしながら、実際の現場状況は想定を超えており、福島第一原子力発電所の操作員から情報を得て、更なる改造が必要となった。実際の状況は混乱していて、原子炉建屋内には瓦礫が飛散し、仮設のケーブルやホースが敷設されていたため、偵察ロボットは制限された通路を操作員が運べ、短時間で再組み立てを行え、更に保守時の操作員の被爆量提言のため、ケーブルやタイヤもはずせるようにしなければならなかった。JAEAは福島第一原子力発電所操作員の協力を得て、JAEA-3ロボットシステムの再改造を行なった。緊急時対応偵察ロボットが可搬性の観点から分割できるようにしなければいけないというのが教訓であり、緊急時対応偵察ロボットの分割に関する基本方針を策定した。

Design of the ITER tritium plant, confinement and detritiation facilities

吉田 浩; Glugla, M.*; 林 巧; Lsser, R.*; Murdoch, D.*; 西 正孝; Haange, R.*

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.513 - 523, 2002/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00105-9

ITERトリチウムプラントは、トカマク燃料サイクル設備,トリチウム閉込め及び除去設備から構成される。トカマク燃料サイクル設備は、真空容器浄化ガス処理,トカマク排出ガス処理,水素同位体分離,燃料調整及び供給,外部トリチウム受入れ及び長期貯蔵等の諸工程を含み、トカマクあらゆる運転要求を満たすことができる。また、燃料サイクルの各工程は、トリチウムインベントリーを最小化し、想定されるすべての異常時,事故時の環境へのトリチウム放出を可能な限り低減化できるようにした。トリチウム閉込め設計では、トリチウムが金属材料やプラスチック材料を容易に透過し、室内空気中の水分に速やかに取り込まれて拡散しやすいことから多重閉じ込め方式を採用した。すなわち、トリチウムプロセス機器と配管を第1次障壁として設計し、プロセス機器(トリチウムインベントリーが1g以上の場合)をグローブボックス等の第2次障壁内に設置する。さらに、これらの設備を配置した室の空調換気設備には非常用隔離弁と室内空気浄化設備を備え、万一トリチウムが室内に漏洩したときでもトリチウムを環境に放出することなく速やかに浄化する。トカマク建家,トリチウム建家,ホットセル及び廃棄物建家に、このような閉込め及び除去設備を設置した。

地震情報緊急伝達システムの研究開発

地震情報伝達研究特別チーム

JAERI-Tech 2001-036, 294 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-036.pdf:23.23MB

平成7年1月の阪神・淡路大震災を契機に、科技庁は、総合的地震調査研究を推進するため、「地震総合フロンティア研究」開始した。この一環として、原研はリアルタイム地震情報研究を9年度から開始した。この震災の経験をもとに大地震発生直後に正確かつ迅速な地震情報の伝達の重要性が認識され、この背景から、原研では、「地震情報緊急伝達システムの研究開発」を4年計画で進めた。本報告書は、「地震情報緊急伝達システム」の成果をまとめたものである。地震情報緊急伝達システムの開発では、最新の地震工学の知見を反映した震源・地震動パラメータの推定手法開発を行うとともにこの手法や最新の通信・情報伝達技術を反映したシステム造りを進めた。システム開発は、地震情報に一方向で伝達する基本システムと災害情報センターとユーザサイトで構成され、双方向情報伝達が可能な地震防災システムの概念構築とプロトタイプシステム開発に分けて行った。現在、基本システムを試験的に運用しており、地震発生時には、数分以内に震源・地震動パラメータを電子メール及びホームページにより発信している。また、応用システムの開発では、防災システムの概念を構築するとともにプロトタイプシステムを完成するとともに、東海村を対象にしたデモを行い良好な結果を得ている。

New technical functions for WSPEEDI; Worldwide version of system for prediction of environmental emergency dose information

茅野 政道; 永井 晴康; 古野 朗子; 北端 秀行; 山澤 弘実

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/00

WSPEEDIは、国外の大規模事故時に放出された放射性物質の環境影響を実時間で予測するシステムである。システム開発と並行して、システムは種々の演習や実事故に適用され、それらの経験をもとに以下の新機能を開発している。(1)詳細な気象状況を予測するための総観規模大気力学モデル。(2)拡散シミュレーションと環境モニタリングを利用した放出源推定機能。(3)緊急時における迅速な情報交換のための国際的なネットワーク。

A Real-time prediction technique of severe accident progression in containment for emergency response

石神 努; 小林 健介

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(6), p.443 - 453, 1998/06

https://doi.org/10.3327/jnst.35.443

日本原子力研究所では、原子力発電プラントで万一の事故が発生した場合に、緊急技術助言組織に有用な情報を提供する緊急時助言システム(COSTA)の開発を進めている。COSTAの機能の1つに、プラントから通報される事故情報に基づき、実時間でプラント状態を把握し今後の事故進展を予測する機能がある。シビアアクシデント解析コードを直接用いてこの機能を実現することは、長い計算時間を要することから困難である。開発した手法は、エキスパートシステムと多変量解析手法を組み合わせたものであり、実時間予測及び時々刻々と変化する状況への対応を可能としている。本報では、PWRにおけるウェットキャビティの場合の格納容器内事故進展の予測手法を述べる。同手法をシビアアクシデント解析コードTHALES及びSTCPの解析結果に適用したところ、同手法は元の解析結果をよく再現した。

Simulation of European tracer experiment by the emergency response system WSPEEDI; Performance of long-range dispersion model

山澤 弘実; 茅野 政道

Proc. of 6th Topical Meeting on Emergency Preparedness and Response, 0, p.507 - 510, 1997/00

本件は、上記会合の欧州拡散実験(ETEX)に関する特別セッションで、ETEXでの原研WSPEEDIの成果を発表するものである。WSPEEDIは、原子炉事故の多国間にわたる影響を実時間で予測するシステムである。WSPEEDIの風速場モデル及び拡散モデルの性能を、欧州域2,000kmの範囲で実施された拡散実験データを用いて評価した。その結果、プルーム位置の予測に小さな誤差が見られたが、全体的には濃度の過大評価または過小評価の傾向は見られず、モデルは極めて良好な性能を持つことが確認された。

COSTA: A Computerized support system for emergency technical advisory body in Japan

小林 健介; 石神 努; 堀上 邦彦; 尾山 和雄; 秋山 敏弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(5), p.476 - 487, 1995/05

https://doi.org/10.3327/jnst.32.476

原子力施設において緊急時に至るような万一の事故が発生した場合、国の緊急技術助言組織(以下、助言組織と称す)は、国の対策本部に対して技術助言を行うことになっている。この助言活動を実施するために、助言組織には原子力発電プラントに関する情報を記載した資料(常備資料と称す)が用意されている。常備資料は冊子体形式であり、かつその情報量が膨大であることから、その効率的な利用を図るために、計算機技術の利用が求められている。また、助言組織が損傷しているプラントの状態を把握し環境へのFP放出を予測することを支援する手法の開発が求められている。緊急時の助言組織の活動を支援することを目的に、常備資料を迅速にかつ効率よく利用することが出来るように、それらのデータベース化を行うとともに、多変量解析手法を用いて事象進展予測と環境へのFP放出予測を迅速に行う、エキスパートシステムを開発した。そして、データベースとエキスパートシステムを統合化し、計算機システムCOSTAとして整備した。COSTAの開発の第一段階を1992年度に終了した。本報は、COSTAの開発の現状を述べたものである。