Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in whole core refueling

山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖; 鳴戸 健一*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2018/10

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。EVSTの安全設計の考え方は、ナトリウム液位が下がって長期的には炉心頂部が露出されるような厳しい状況を想定しても全燃料集合体を交換できるようにすることとしており、EVSTへ早期に燃料を移行できる。本研究では崩壊熱の減衰に沿って成功基準の緩和を取り入れた。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10/年程度と評価された。支配的なシーケンスは、1系統の除熱運転系統の喪失を起因事象として、待機している3系統の運転への運転員による切替失敗及び静的機器破損であった。

ASTRID nuclear island design; Update in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。

In-situ dismantling of the liquid waste storage tank in the decommissioning program of the JRTF

三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

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

日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。

ITER cryostat main chamber and vacuum vessel pressure suppression system design

伊藤 彰*; 中平 昌隆; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 中島 義種*; 上野 修*

JAERI-Tech 99-026, 158 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-026.pdf:6.58MB

クライオスタットは真空容器と超伝導コイルを格納する円筒状容器であり、4Kという低温で運転される超伝導コイルの真空断熱を目的に、クライオスタット内部は圧力が10Paに維持される。また、クライオスタットは放射性物質の第2障壁を形成する。圧力抑制システムは炉内冷却水漏洩により、真空容器内部圧力が設計値0.5MPa以上となることを防止するためのシステムであり、真空容器及び生体遮蔽体の下方に設置される圧力抑制タンク並びに真空容器とタンク間を接続する放出配管からなる。今回、ITER用クライオスタット及び圧力抑制システムの構造設計並びに製作、現地組み立て手順及びスケジュールの検討を行い、詳細構造を明らかにしたので、これを報告する。

Failure probability evaluation of condensate water storage tank for seismic probabilistic safety assessment of nuclear power plant

高橋 由樹*; 松本 潔; 星名 博文*

PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, 2, p.735 - 740, 1995/00

原研では、これまでモデルプラント地震時確率論的安全評価(PSA)の一環として、予備的な解析において炉心損傷頻度に大きな影響をもたらす機器として同定された碍子付き起動変圧器、非常用ディーゼル発電設備、継電気等の損傷評価を行ってきた。ここでは米国La Salle炉等のPSAで炉心損傷頻度に大きな影響を与えるとされた復水貯蔵タンク(CST)の地震時損傷確率評価を行った。過去の地震時損傷事例からCSTの機能喪失をもたらし得る損傷モードを選び出し、それぞれのモードに対して材料強度試験等から耐力評価を行った。有限要素法(FEM)により動的弾性・静的弾塑性応答解析を行い、地震時応答値、損傷位置等を求めた。塑性に伴うエネルギー吸収を考慮し、応答係数法により損傷確率を求めた。これらの解析の結果、隈底部と側板の損傷が支配的な損傷モードであると認められ、この2つのモードを考慮した損傷確率を求めた。この解析によって得られた損傷確率はモデルプラント地震PSAで使用される。

熱流体解析コードSTREAMを用いた容器内3次元流動解析

井川 博雅; 功刀 資彰; 神永 雅紀; 数土 幸夫

JAERI-M 86-093, 66 Pages, 1986/07

JAERI-M-86-093.pdf:2.01MB

本報告書は、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて行なったJRR-3改造炉一次冷却系に設置されるN減衰タンク内の定常状態における流動特性解析についてまとめたものである。Nを効果的に減衰させる為に、タンク内の流体のながれを可能な限り均一にして、かつ、滞留時間を長くする必要が有る。その結果、JRR-3改造炉の遮蔽上の観点から充分満足できる滞留時間を確保できる容器の構造、流路断面積等を決定する事ができた。

HEATING5コードによるJRR-3改造炉の安全解析

安藤 弘栄; 井川 博雅; 吉村 和美*; 大西 信秋

JAERI-M 85-019, 40 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-019.pdf:1.02MB

本報告書は、JRR-3改造炉の安全評価解析のうち、熱伝導解析コードHEATING5を用いて解析した「炉心流路閉塞事故」及び「重水流量喪失」の解析結果について述べたものである。「炉心流路閉塞事故」の解析においては、最も過酷な条件である1流路完全閉塞の場合においても、燃料芯材最高温度はホットスポットにおいて約150Cであり、最小DNBRは1.0を下まわらないことを確認した。また、「重水流量喪失」の場合には、熱交換器による重水の除熱を無視しても、重水タンク内の重水の温度上昇は、最大約94Cであり、飽和温度を下まわることを確認した。

円筒容器を対象とした非線形スロッシング波高・荷重の評価手法に関する研究,6; 天井衝突を考慮した数値流体解析手法の検討

横井 忍*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*; 池末 俊一*; 井上 貴敏*

no journal, , 

原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、われわれは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、天井衝突を考慮した数値流体解析を用いて再現解析を行った成果について報告する。

円筒容器を対象とした非線形スロッシング波高・荷重の評価手法に関する研究,8; 地震波加振に対する天井荷重の評価手法

池末 俊一*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 横井 忍*; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*

no journal, , 

原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、われわれは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、地震波加振に対する天井荷重手法(非線形スロッシングに伴う天井荷重の評価手法及び地震波加振に対するスロッシング波高の評価手法)について、その概要を報告する。

円筒容器を対象とした非線形スロッシング波高・荷重の評価手法に関する研究,1; 開発計画

横井 忍*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 山根 勇馬*; 西脇 良典*; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*; 岩崎 晃久*; 池末 俊一*

no journal, , 

原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、著者らは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、高速炉に適用する非線形スロッシング波高・荷重の評価手法の開発計画及び非線形スロッシング評価手法の概要について報告する。