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久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2279 - 2286, 2020/11
確率論的リスク評価(PRA)は巨大かつ複雑なシステムをリスクを評価する手法の1つである。従来のPRA手法を用いて外部事象のリスクを評価する場合、構造物、系統及び機器の機能喪失時刻の取扱いが困難である。この解決策として、熱水力解析と外部事象評価シミュレーションをRAPID (Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)コードを用いて結合した。外部事象としてPWRプラントにおけるタービン建屋内での内部溢水を選定し、溢水進展評価にはベルヌーイ則に式を用いた。また、溢水源の流量及び緩和設備の没水基準に関する不確実さを考慮した。回復操作については、運転員による溢水源の隔離とポンプによる排水を仮定とともにモデル化した。結果として、隔離操作が排水と組み合わせることによりより有効になることが示された。
久保 光太郎; Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/11
動的確率論的リスク評価(PRA)は、従来のPRAよりも現実的で詳細な解析を可能とする。しかし、これらの改善とトレードオフの関係にあるのは、多数の熱水力解析を行うことに伴う膨大な計算コストである。本研究では、機械学習に基づいて、熱水力解析を省略することでこの計算コストを削減することを目指した。機械学習には、サポートベクターマシンを選択し、その構築には高忠実度・高コストの詳細モデルと、低忠実度・低コストの簡易モデルを用いた。その結果、今回仮定した条件においては、精度を大幅に低下させることなく計算コストを約80%削減することができた。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10
動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。
石川 淳; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.536 - 547, 2019/08
Japan Atomic Energy Agency is pursuing the development and application of the integrated severe accident analysis code, THALES2/KICHE for analysis of severe accident progression and source term. The accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS) from units 1 to 3 were analyzed using THALES2/KICHE code for better understanding of the accident in the OECD/NEA BSAF2 project. This paper describes three week analysis for the accident at unit 3. The leakage through the drywell head flange and an equipment hutch was assumed in order to reproduce the tendency of drywell pressure history in addition to the intermittent activation of the containment vessel venting system via the suppression chamber. As for the source term analysis, the dominant chemical forms for cesium and iodine were assumed to be cesium iodine (CsI) and cesium molibdate (Cs
MoO
) based on the insights of the PHEBUS/FP experiments. The iodine chemical reaction kinetics in the containment aqueous phase, which were associated with the production of molecular iodine and organic iodide, were taken into consideration in the present analysis. The released iodine and cesium within three weeks after the earthquake were predicted to be approximately 3% and 6% of the initial inventory, respectively.
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08
JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.72 - 82, 2019/08
原子力機構では、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に加え、格納容器の破損として、ベント弁が完全に閉まらなかったために引き起こされるベントラインからの継続的な漏洩をモデル化した1号機の3週間にわたる解析結果について紹介する。本仮定に基づく解析では、原子炉冷却系や格納容器の圧力履歴を再現できており、解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約6%及び約1%であった。
石川 淳; Zheng, X.; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
Japan Atomic Energy Agency is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using integrated severe accident analysis code THALES2/KICHE. Generally, specific chemical forms of iodine and cesium such as cesium iodide (CsI) and cesium hydroxide (CsOH) were assumed in the source term analysis for light water reactors using an integrated severe accident analysis code. The accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station leads possible chemical effects of BC control materials and atmosphere on chemical speciation of iodine and cesium such as cesium metaborate (CsBO) and hydrogen iodide (HI). The difference of chemical speciation affects not only the FP behavior in the reactor coolant system (RCS) and transport to containment but also pH value of the suppression pool water in the containment. The pH value is one of the influential factors on the release of gaseous iodine (I and organic iodine) from containment liquid phase. In the present study, the improvement of the THALES2/KICHE code in terms of FP chemistry in RCS was performed and applied to source term analysis for severe accidents at a boil water reactor with Mark-I containment vessel. This paper discusses the chemical speciation of iodine and cesium, and FP behavior and transport to containment.
玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
福島第一原子力発電所で生じた事故では、津波を原因とした電源喪失により、炉心損傷及び格納容器の損傷に至り核分裂性物質が環境に放出された。事故時に計測されたデータ及び事故進展解析、また、事故を起こしたプラントの建屋及び格納容器内部の調査により、事故進展の理解は進んでいる。一方でプラント内事故進展解析と放出された放射性物質の拡散解析の連携解析を行っている例は多くはない。原子力機構では、シビアアクシデント解析と確率論的事故影響評価との連携解析を計画している。この連携解析では、多くの不確かな要因による幅広い不確かさ幅が予想される。この連携解析を効率的に行うため、事故を起こしたプラントのうち、はじめに環境へのFP放出があった1号機を対象に、格納容器の破損箇所及び漏えい面積について、原子力機構で開発しているTHALES2/KICHEを用いた感度解析を行った。想定する格納容器の破損個所は、ヘッドフランジ、ペネトレーションシール及び真空破壊弁配管とした。これに加え、ベント弁の一部開を想定した解析結果も含め、報告する。
C/steel interaction and oxidation during severe accidents石川 淳; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using the integrated severe accident analysis code THALES2. In the present study, models for the eutectic interaction of boron carbide (BC) with steel and the BC oxidation were incorporated into THALES2 code and applied to the source term analyses for a boiling water reactor (BWR) with Mark-I containment vessel (CV). Two severe accident sequences with drywell (D/W) failure by overpressure initiated by loss of core coolant injection (TQUV sequence) and long-term station blackout (TB sequence) were selected as representative sequences. The analyses indicated that a much larger amount of species from the BC oxidation was produced in TB sequence than TQUV sequence. More than a half of carbon dioxide (CO) produced by the BC oxidation was predicted to dissolve into the water pool of the suppression chamber (S/C), which could largely influence pH of the water pool and consequent formation and release of volatile iodine species.
Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Nuclear Engineering and Technology, 49(2), p.434 - 441, 2017/03
被引用回数：5 パーセンタイル：39.94(Nuclear Science & Technology)Containment venting is one of essential measures to protect the integrity of the final barrier of a nuclear reactor during severe accidents, by which the uncontrollable release of fission products can be avoided. The authors seek to develop an optimization approach, from a simulation-based perspective, to the venting operations by using an integrated severe accident code, THALES2/KICHE. The effectiveness of containment venting strategies needs to be verified via numerical simulations based on various settings of venting conditions. The number of iterations, however, needs to be controlled for cumbersome computational burden of integrated codes. Bayesian optimization is an efficient global optimization approach. By using Gaussian process regression, a surrogate model of the "black-box" code is constructed. It can be updated simultaneously whenever new simulation results are acquired. With predictions via the surrogate model, upcoming locations of the most probable optimum can be revealed. The sampling procedure is adaptive. The number of code queries is largely reduced for the optimum finding, compared with pure random searches. One typical severe accident scenario of a boiling water reactor is chosen as an example. The research demonstrates the applicability of the Bayesian optimization approach to the design and establishment of containment-venting strategies during severe accidents.
近藤 雅裕*; 吉本 達哉*; 石川 淳; 岡本 孝司*
保全学, 15(4), p.79 - 85, 2017/01
シビアアクシデント総合解析コードTHALES-2にフィルターベントシステムを新規に導入し、軽水炉の全電源喪失事故を対象にソースターム評価を行うことにより、その有効性検討を実施した。これよりフィルターベントが環境への放射性物質の放出低減に有効であること、並びに格納容器スプレイを併用することで環境への放射性物質の放出をより低減可能であることを確認した。
Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
Containment venting is one of essential measures to protect the integrity of the final barrier of a nuclear reactor, by which the uncontrollable release of fission products can be avoided. The authors seek to develop an optimization approach to the planning of containment-venting operations by using THALES2/KICHE. Factors that control the activation of the venting system, for example, containment pressure, amount of fission products within the containment and pH value in the suppression chamber water pool, will affect radiological consequences. The effectiveness of containment venting strategies needs to be confirmed through numerical simulations. The number of iterations, however, needs to be controlled for cumbersome computational burden of severe accident codes. Bayesian optimization is a computationally efficient global optimization approach to find desired solutions. With the use of Gaussian process regression, a surrogate model of the "black-box" code is constructed. According to the predictions through the surrogate model, the upcoming location of the most probable optimum can be revealed. The number of code queries is largely reduced for the optimum finding, compared with simpler methods such as pure random search. The research demonstrates the applicability of the Bayesian optimization approach to the design and establishment of containment-venting strategies under BWR severe accident conditions.
松本 俊慶; 石川 淳; 丸山 結
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4033 - 4043, 2015/08
The analysis of the progressions of the accidents at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station units 1 and 2 were performed with the THALES2/KICHE code. The analytical conditions were set on the basis of the information provided in the OECD/NEA BSAF project. The CV failures were assumed in the both units. The DW and S/C failure case was set as the CV failure of unit 2. The results of the analyses have indicated that the oxidation of the zirconium of the fuel cladding tube generated approximately 1,200 kg of hydrogen in both units. It is indicated that 80% of cesium and iodine distributed in the water phase of S/C due to the scrubbing. Cesium was released into the environment mainly as the form of CsOH or CsI. The release fraction has been predicted as 10E-3 for unit 1 and 10E-1 for unit 2. I2 and organic iodine were formed as the result of the chemical reaction in the water phase of S/C, and their released fractions were at the order of 10E-3 for unit 1 and 2.
塩津 弘之; 石川 淳; 丸山 結
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
In order to evaluate the effect of chemical forms of Cs and I on source terms and solution pH in a severe accident of a BWR, parametric analysis was performed with an integral severe accident code, THALES2, developed by JAEA. In the present analysis, THALES2 code was modified to take into account CsOH, CsMoO and CsBO as Cs chemical forms, and CsI and HI as I chemical forms. The severe accident sequence examined was similar to that occurred at unit 3 of the Fukushima Dai-ichi NPP. Due to the effective scrubbing, approximately 90% of the initial core inventory of Cs and I was predicted to be retained in the water pool of the suppression chamber, resulting in limited influence of Cs chemical form on Cs source term. On the other hand, the present analysis indicated that solution pH of the water pool was strongly affected by chemical forms of Cs and I. This outcome implies that chemical forms of Cs and I influence I source term since the formation of volatile I species such as I2 and organic iodine in the water pool depends strongly on solution pH.
石川 淳; 伊藤 裕人; 丸山 結
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
Two tests performed in the THAI-2 project of the OECD/NEA on the adsorption of molecular iodine onto chemically inactive and active aerosols were analyzed with ART code for analysis of transportation of radioactive materials during a severe accident in order mainly to estimate adsorption velocities of I onto the aerosols. The results of the analysis for aerosol characteristics including airborne concentration and size distribution were reasonably agreed with the measured tendencies. The total surface areas of the aerosols, contributing to physisorption and chemisorption of I, were evaluated to be comparable with the surface area of the THAI test vessel wall. It was found that, giving the adsorption velocity onto aerosol at 10
through 10
m/s, the decreasing tendency in the airborne concentration of I was well reproduced for the test with chemically inactive aerosol. The present analysis also indicated that the adsorption velocity in the test with chemically active aerosol was estimated to be larger than that in the test with chemically inactive aerosol by two orders.
Allelein, H.-J.*; Auvinen, A.*; Ball, J.*; G
ntay, S.*; Herranz, L. E.*; 日高 昭秀; Jones, A. V.*; Kissane, M.*; Powers, D.*; Weber, G.*
NEA/CSNI/R(2009)5, 388 Pages, 2009/12
The TMI accident in 1979 motivated an interest in LWR source terms and resulted in the production of a supplement to the first state of the art report (SOAR) which concentrated on LWR aerosol issues. The second SOAR dealt with primary system FP release and transport that covers vapor the condensation on aerosols and aerosol agglomeration. The present third SOAR was prepared focusing on aerosol behavior in both the primary circuit and in containment such as mechanical resuspension, impact of chemistry, re-vaporization of deposits, charge effect, removal by spray, hydrogen-burn effects on suspended aerosols, penetration of aerosols through leak paths and so on. A large number of probabilistic safety analysis (PSA level 2) plant studies have been performed around the world, frequently involving aspects of aerosol behavior. This report provides some examples, including sensitivity studies that demonstrate the impact of aerosol-related processes.
石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*
JAERI-Research 2005-021, 133 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-021.pdf:7.58MB
原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。本評価より、(1)格納容器が過圧破損に至る全ての解析ケースで環境へのCsI及びCsOHの放出割合は、0.01から0.1の範囲にあり、格納容器ベントによる管理放出ケースは、過圧破損ケースより1オーダー小さく、D/Wスプレイ復旧ケースは、さらに2オーダー小さい結果であった。さらに、(2)格納容器が炉心溶融より前に破損するか否かによってソースタームに影響を及ぼす支配因子が異なること,(3)AM策の1つである格納容器ベント策は、圧力抑制プールを経由させることができれば、環境へ放出されるヨウ素及びセシウムの低減策として有効であること等の結果及び知見が得られた。
日高 昭秀; 工藤 保; 石川 淳; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.451 - 461, 2005/05
被引用回数：6 パーセンタイル：39.68(Nuclear Science & Technology)VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験では、ATRふげんで照射されたMOX燃料を0.1及び1.0MPaのHe中で3123Kまで昇温した。その結果、Cs放出が2200K以下でUO燃料よりも増加すること,昇圧下の揮発性FPの放出はUOの場合と同様に減少すること,最終的なCsの放出割合は100%に達したが、低揮発性核種の放出は燃料溶融を経てもほとんど増加しないことを観測した。また、絶対量は小さいもののPu放出が2800K以上で増加することを観測したが、従来モデルではこれを予測できないため、測定データに基づいて実験式を作成した。VEGA実験の結果から、UOとMOX燃料では、PSAの観点から重要な放射性物質のインベントリ及び放出割合にほとんど差が無いことから、プルサーマル化により原子炉リスクは増加しないとの見通しを得た。
日高 昭秀; 工藤 保; 石神 努; 石川 淳; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1192 - 1203, 2004/12
被引用回数：6 パーセンタイル：39.76(Nuclear Science & Technology)原研では、放射性物質の放出機構解明とソースターム高精度予測を目的として、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験を行っている。そのうち、圧力影響を調べた実験において、1.0MPaでは0.1MPaに比べCs放出が約30%減少することを観測した。この現象は、結晶粒内拡散に加え開気孔中ガス拡散を考慮した2段階拡散モデルにより説明できることを明らかにした。しかしながら、このモデルは計算時間がかかり、確率論的安全評価等で使用する際は現実的でない。このため、2段階拡散モデルに基づき、燃料表面における開気孔中のガス拡散流束の圧力依存性1/
を、放出率速度係数を与える従来のCORSOR-Mに乗じる簡易モデルを導出した。さらに、この簡易モデルを原研のソースタームコードTHALES-2に組み込んで、BWRのTQUXシーケンスにおけるCsI放出を調べた所、格納容器が早期に破損する場合は、環境中放出割合がかえって増加する場合があることを明らかにした。今後、ソースターム計算において1/ CORSOR-Mモデルの使用を提案する。
日高 昭秀; 工藤 保; 更田 豊志
Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.499 - 500, 2004/12
VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験ではATRふげんで照射されたMOX燃料を大気圧下で燃料の融点を超える3123Kまで昇温し、放射性物質の放出挙動を、
線計測,ICP-AES,
線計測により評価した。その結果、被ばく評価上、重要な核種であるセシウムがUO燃料よりも低温の1,000K前後から放出し始め、3,123Kでほぼ全放出となることが明らかになった。また、他の核種も含めた放出挙動について、UO燃料実験に基づくORNL-Boothモデルで評価した結果、2200K以下のCs放出は若干過小評価となるものの、ほぼ予測可能であることが明らかになった。U-235とPu-239の収率の差と、実験で得られた放出割合から予測されるUO燃料とMOX燃料からの放出量はほぼ同等であることから、原子炉のリスクに影響を与えるシビアアクシデント時のMOX燃料からの放射性物質放出挙動は、UO燃料の場合と比べてほとんど差が無いと考えられる。今後は、実験結果をもとに放出モデルを作成し、原研のソースターム解析コードTHALES-2に組み込んでソースタームへの影響を系統的に調べる。
