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鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子炉構造機器の健全性評価にあたって、各種評価パラメータの不確かさを考慮でき、合理的な評価が可能となる確率論的破壊力学解析が最近注目されている。日本原子力研究開発機構では、原子炉(圧力)容器や配管を対象として、経年劣化を考慮した確率論的破壊力学解析コードの開発を進めている。原子炉(圧力)容器については、これまで加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における健全性評価のため、PASCALコードを開発した。既に公開したPASCAL version 1を用いて、評価不要欠陥に関する解析を行った。また、当該事業において整備を進めているPASCAL version 2については、応力拡大係数の算出法,破壊靱性評価曲線の改良,供用期間中検査の効果を詳細に検討できるように改良を行い、代表的なPTS時における感度解析を実施している。配管に関しては、地震動の発生評価とその際の地震荷重評価を踏まえ、さらに経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を考慮した地震時構造信頼性評価手法を開発した。この手法では、SCCに対する破損確率評価コードとして、PASCAL-SCを開発している。また、配管の減肉挙動に着目して、流動加速腐食による減肉予測と破損評価を取り込んだ減肉配管信頼性評価コードを開発した。本発表では、上記の内容について解析結果を含めて概要を説明する。
島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努
no journal, ,
参考原子力発電所の廃止措置に対し周辺公衆の被ばく線量評価を実施した。参考BWR(100万kWe級)の機器・構造物データ約1200点を整理して評価対象とした。また、敷地及び気象に関するデータはJPDRのデータを採用した。さらに、各評価点の海水中の放射能濃度は、海洋における希釈及び拡散を考慮した。10年の冷却期間の後、5年間で解体撤去するケースを想定した。適用する解体工法はJPDR解体実地試験と同様に水中を主体とした。また、比較のため、同様の冷却・解体期間で、対象物すべてを気中で解体し、作業環境へ粉じんが多量に飛散するケースも計算した。海洋における拡散効果を考慮したため1年度には農作物摂取経路が支配的となり、内部被ばく線量は10.7
Svで、C-14大気放出量3.8
10
Bqが寄与した。水中で切断しても材料中のC-14がすべてガスとして作業環境中へ放出され、その後もフィルタを通過するためである。事故時には局所フィルタ等の火災時で4.9Svが最大であった。一方、すべてを気中で切断する場合、平常時は5.4Svと水中切断に比べやや低下するが、事故では同様の事象時に1.4mSvと3桁程度高くなった。これは平常時において気中で切断するため、飛散する粉じん量が多く、フィルタに蓄積されるCo-60量が3桁高くなり、事象の発生及び拡大によってそのすべてが大気放出されるためである。大型原子力発電所は、その物量及び内蔵放射能量が非常に大きいため、リスクを低減するためにフィルタ蓄積放射能量で管理することが適切であると考えられる。
濱口 義兼; 玉置 等史; 吉田 一雄
no journal, ,
MOX燃料加工施設の確率論的安全評価(PSA)実施手順として、核燃料の質量収支,Pu富化度,工程間の移動を管理する計算機システム(管理計算機システム)の信頼性評価手法を検討した。検討した評価手法では、システムを構成するソフトウェアや機器の個々の故障がシステム全体の動きの中でどのように伝播し管理計算機システムの異常として顕在化するかを系統立てて分析する。検討した手法を用いて仮想的なモデル管理計算機システムを対象に臨界事象の発生に結びつく異常の発生頻度の評価を実施し、手法の有用性を確認した。
長澤 寛和; 武田 聖司; 木村 英雄; 塩崎 功*
no journal, ,
放射性廃棄物処分の安全評価における人間侵入シナリオとしては、ボーリング行為に伴って廃棄物と人間が接触するボーリングシナリオが想定される。そこで、我が国において地下深部にアクセスする可能性が高い「温泉開発」のためのボーリングに着目してその地形特性と深度特性を調査しとりまとめた。
山田 文香; 山口 徹治; 前田 敏克; 水野 大; 坂本 好文*; 根岸 久美*; 田中 忠夫; 飯田 芳久
no journal, ,
放射性廃棄物処分場で使用されるセメント系材料を起源とする高アルカリ環境では、廃棄物処分システムにおいて重要な人工バリアとして期待されるベントナイト系緩衝材の長期的な劣化が懸念されている。本研究では、緩衝材の重要なバリア機能である止水性の長期的な変動を予測するため、ベントナイトの変質速度,アルカリ成分の拡散挙動,透水係数に及ぼす溶液組成の影響等を実験により定式化するとともに、緩衝材内における物質移動現象と化学反応現象を連成解析するためのコード(MC-BENT)を開発した。MC-BENTは、実験で得られた定量式を用いて、緩衝材内における止水性の時間・空間的な分布を解析可能とする。ベントナイトの変質速度等で得られた溶液組成や鉱物組成の変遷をMC-BENTで再現計算するなど、コードの検証を実施している。
飯田 芳久; 山口 徹治; 山田 文香; 前田 敏克; 坂本 好文*; 水野 大; 田中 忠夫; 中山 真一
no journal, ,
圧縮ベントナイト内におけるモンモリロナイトの溶解実験をアルカリ環境下で行った。実験により得られたモンモリロナイト溶解速度のアルカリ濃度依存性は、粉体試料溶解速度のアルカリ濃度依存性に比べ5
10倍高いものであった。このアルカリ濃度依存性の違いは、ベントナイト内部と外部溶液のOH-イオン活量の違いによるものと推定され、その原因として、ドナン効果及びアルカリ-鉱物反応による局所的なOH
イオンの減少が考えられる。ベントナイト間隙水中のOHイオンの活量を見積もるためには、間隙空間内におけるOHイオンの濃度分布を知る必要があるが、濃度分布を直接測定することはできない。そのため、間隙構造や表面電荷等の知見を集積し、間隙空間内でのイオン濃度分布のモデル化を行った。また、鉱物の間隙構造及び表面電荷は透水性や拡散性の決定要因となるため、開発したモデルは圧縮体内でのモンモリロナイトの溶解、イオンの拡散及び圧縮体の透水性に関する共通基盤となる。
永瀬 文久
no journal, ,
原子力機構においては、高燃焼度燃料のLOCA時挙動を解明するための実験的研究を行っている。本報告においては、最近実施した燃焼度約79GWd/tのPWR燃料から採取した照射済み被覆管に対するクエンチ試験の結果を発表する。
杉山 智之
no journal, ,
NSRRでは軽水炉燃料の反応度事故(RIA)時挙動に関する研究を行っている。本報告では最近実施した3回のNSRR実験の結果を示す。ZIRLO被覆ウラン燃料に対する実験では、燃焼度が79GWd/tと高く、さらに被覆管酸化膜が約70mと厚かったにもかかわらず、燃料が破損に至った時点での燃料エンタルピは約230J/gであり、燃焼度50GWd/tで40m程度の酸化膜を持つ燃料に対して得られた250J/gをわずかに下回る程度だった。この結果は、耐食性が向上した被覆管では破損しきい値に対する安全余裕が増大することを示すと同時に、腐食の進行に伴って破損時燃料エンタルピが低下する割合が徐々に小さくなる傾向を示唆している。
山口 徹治; 木村 祐一郎; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一; 上田 正人*; 荒木 邦夫*
no journal, ,
地層処分の安全評価に使う分配係数は地下の還元的な状態を反映した条件で取得する必要があり、そのためには地下の還元的な状態を知る必要があるが、それは容易ではない。ボーリング作業自身が地下の状態を攪乱する可能性があり、地下で実測できる項目は限られており、揚水した地下水は注意深く扱っても変化している可能性があるからである。本研究では、白亜系花崗閃緑岩層,第三系砂質泥岩層及び第三系凝灰質砂岩層に無酸素ボーリングを実施し、得られた情報から地下の還元的な状態を推定した。水質検層プローブによって原位置で測定したEh(-74mV)及び溶存酸素濃度と、揚水した地下水中で酸化還元対となりうる成分(CH
/HCO
, HS/SO
, NH
/NO
/NO)の分析結果から計算される酸化還元電位は整合しなかった。その理由は、地下水揚水に伴い近接地下水との混合が起こったためと考えられ、混合がなければ、Ehが-279mV程度あるいはそれ以下の還元的な地下水であったと推定された。
木村 祐一郎; 山口 徹治; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一; 上田 正人*; 荒木 邦夫*
no journal, ,
地下の還元的な状態を反映した条件で分配係数(Kd)を取得することを目的に、大気に曝すことなく採取した岩石試料(砂質泥岩,花崗閃緑岩,凝灰質砂岩)が地下の還元的な状態を維持しているか否かを分析により調べた。岩石浸出液の酸化還元電位(Eh)を測定したところ、Ehが大気暴露時間とともに上昇する傾向が見られた。このことから、大気に曝すことなく採取・加工・保管するという本手法が有効であり、花崗閃緑岩は地下の還元的な状態を維持していたと考えられた。一方、砂質泥岩、凝灰質砂岩はある程度の酸化を受けていたと考えられた。大気雰囲気下と地下の還元的な状態下とで化学的性質の異なる重要元素であるセレン(Se)の砂質泥岩へのKdを取得するため、収着試験の適切な条件設定について検討した。砂質泥岩層の地下の条件(
-290mV)で実験するための試験溶液系の調整方法を検討し、pH=9, Eh=-300mVでSeをHSeに維持して実験を成立する見通しを得た。
永瀬 文久
no journal, ,
原子力機構は、高燃焼度燃料の冷却材喪失事故時挙動を評価するための基礎データを取得することを目的とした研究計画を進めている。本計画では、総合的な模擬試験とともに分離効果試験を行っている。これまでに、水素を添加した未照射被覆管や高燃焼度燃料被覆管を用いて、酸化速度,破裂挙動,耐熱衝撃特性などの安全評価上重要なデータを取得した。本報告において、試験手法と結果をとりまとめる。
澤口 拓磨; 武田 聖司; 小崎 完*; 関岡 靖司; 加藤 博康*; 木村 英雄
no journal, ,
地層処分の長期的な安全評価におけるデータ不確実性を明らかにする目的の一環として、人工バリア及び天然バリア中の拡散係数に関するデータの変動幅及びその影響因子を検討した結果、拡散係数に影響を及ぼす可能性のある因子として、バリア材の密度,間隙率,核種の化学形,間隙水の化学組成などが挙げられた。また、人工バリア中の拡散係数については、モンモリロナイトゲル密度で整理することによって、ある程度系統的に取り扱うことが可能であることが確認された。一方、天然バリア中の拡散係数については、pH、及びイオン強度という核種の化学形を規定する溶液化学的性質の影響を受けて変動する可能性が示唆された。
武田 聖司; 関岡 靖司; 四辻 健治; 木村 英雄; 稲垣 八穂広*
no journal, ,
長期ガラス溶解が時間の平方根に比例して進行する実験結果等から、長期ガラス溶解速度は拡散過程に律速され、時間とともに変化(減少)すると考えられる。また、ガラス溶解現象を支配するガラスの有効反応表面積は、金属容器の腐食膨張等による外部応力の作用やガラスの変質/溶解により有効表面積の時間的な変化が考えられる。従来のHLW地層処分の安全評価では、長期的なガラス溶解速度と有効反応表面積を一定と仮定した解析が行われているが、本研究ではこれらのガラス長期溶解に関するパラメータの時間依存性を考慮した決定論的手法による感度解析及びモンテカルロ法によるパラメータ不確かさ解析を行い、ガラス固化体の長期的溶解に関する不確かさが核種移行に与える影響を検討した。その結果、最新の知見に基づいた長期溶解速度の時間依存性式を導入することにより、従来の長期ガラス溶解速度一定とする評価に比べて人工バリア及び天然バリアからのCs-135の移行フラックスを数オーダー低下させる可能性があり、また、ガラス表面積の時間変動の条件、特にその表面積の増大率についても、ピークフラックスに有意な影響を与える可能性があることが示唆された。
長澤 寛和; 武田 聖司; 木村 英雄; 佐々木 利久
no journal, ,
放射性廃棄物処分の安全評価における人間侵入シナリオとしては、偶発的なボーリング行為に伴って廃棄物と人間が接触するボーリングシナリオが想定される。ボーリングシナリオは、低頻度・高影響のシナリオであるために、発生確率の扱いが重要である。そのため、人間侵入に関するデータベースでは、ボーリングの目的,地域,地形、及び深度を情報として持つ我が国で実施された計83万本のボーリングのデータを収集・整理してボーリング頻度データベースを整備するとともに、国内外のボーリングの実態に即して、ボーリングが発生する際に必要となる条件や、汚染物質の取出しに伴う被ばく量の計算用のパラメータを整備している。本報告では、人間侵入に関するデータベースの内容を公開するとともに、本データベースを使用して、ボーリングシナリオのスクリーニングを行い6シナリオ(20経路)を選定したこと、及び地層処分を対象とした予備解析結果内容を報告する。
小坂部 和也; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀
no journal, ,
軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成14年度以降確率論的破壊力学解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の改良整備を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。これまでに実施してきた機能改良や感度解析を通じて得られた知見に基づく標準的解析手法を反映して、グラフィカルユーザーインターフェース(GUI)を含むPASCAL Ver.2を開発した。このPASCAL Ver.2により算出された条件付きき裂進展確率と現行の決定論的健全性評価手法に基づいて得られる温度裕度との相関に関して有用な知見が得られた。
田中 忠夫; 山口 徹治; 飯田 芳久; 木村 祐一郎; 瀧 洋; 藤原 武; 上田 正人*; 向井 雅之; 山田 文香; 水野 大; et al.
no journal, ,
地層処分の安全評価における評価期間は数千年以上の長期に及ぶため、評価結果には種々の不確かさが含まれる。本研究は、安全評価結果との相関が高く、しかも現在の知見では不確かさが大きいパラメータについてデータを取得し、パラメータの不確かさを定量化して確率論的安全評価の信頼性向上に資することを目的に実施している。本報告では平成17年度に得た主な成果を発表する。核種移行データ取得に関する研究では、ニオブ溶解度試験及びベントナイト内ヨウ素等拡散試験を進め、地下水や間隙水の組成変動に伴う溶解度及び拡散係数の不確かさを定量的に示した。また、岩石に対するセシウムの分配係数への硝酸塩及び塩水の影響を評価するためのデータを取得した。人工バリア材の長期変質に関する研究では、セメント変質に伴う間隙水組成及び間隙構造の変化を調べるセメント浸漬・拡散試験を実施するとともに、変質挙動及び拡散挙動をモデル化した。また、ベントナイト系緩衝材の長期バリア性能を評価するために整備した計算コード及び実験的に決定した評価パラメータ変動の定量式を用いて、緩衝材中透水係数の時間空間的変動の予測計算結果を例示した。
宇田川 豊; 鈴木 元衛; 杉山 智之; 更田 豊志
no journal, ,
反応度事故(RIA)時燃料挙動解析コードRANNSを用いて、高燃焼度PWR燃料を対象に行ったNSRR実験MR-1を解析し、RANNSの一次元及び二次元有限要素力学計算モデルによる局所的な応力及びひずみの予測精度を検証した。RANNSの入力として、NSRR実験時の線出力履歴及び燃料棒内圧履歴,通常運転時燃料挙動解析コードFEMAXI-6により得られた被覆管及びペレット内の応力及びひずみ,ギャップ,酸化膜厚さ等の燃料状態を与えた。また解析におけるペレット変形の駆動力としては固体熱膨張のみを考慮した。解析結果によれば、線出力ピーク時のPCMI接触応力は100MPaを超えており、測定された燃料棒内圧の最大値2.1MPaをはるかに上回った。したがって、被覆管に生じた永久変形は、主としてペレット熱膨張を駆動力とするPCMIによるもので、内圧はほとんど影響していないものと判断できる。一次元解析と二次元解析により得られた被覆管表面周方向塑性歪みはほぼ等価であり、パルス前後の被覆管外径プロファイル実測値から算出されたひずみを適切に評価するものであった。また二次元解析結果は、ペレット胴部に対応する位置でひずみが大きい傾向を再現した。
佐藤 聡; 丸山 結; 浅香 英明; 中村 秀夫
no journal, ,
電気抵抗式ボイド率計を用いて、低温時反応度事故を模擬した条件におけるバンドル内のボイド率の空間分布を計測した。また、ボイド率,圧力,温度分布などの時間変化の計測及び高速度カメラを用いた流動の可視化により、バンドル内の過渡ボイド挙動を調査した。さらに、模擬燃料棒出力,冷却水の流速及びサブクール度が、過渡ボイド挙動に与える影響を調べた。
関岡 靖司; 武田 聖司; 木村 英雄; 山口 徹治; 大江 俊昭*; 長崎 晋也*; 佐々木 隆之*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*
no journal, ,
長寿命核種を有意に含む放射性廃棄物(高レベル放射性廃棄物,TRU廃棄物)の地層処分の地下水移行シナリオに関する安全解析のために、処分システムにおける時間的及び空間的な変動に起因したパラメータの不確かさを設定する必要がある。本調査では、拡散係数,分配係数,ガラス溶解速度を対象に、既往文献データを収集したデータベースの整備を実施した。また、大学有識者で構成されるデータベース検討会を設置し、データベースをもとにした分配係数及び拡散係数の詳細なデータ分析から、データの変動をもたらす主要因について検討するとともに、ガラス溶解速度の時間減少モデルによる適用について検討した。その結果を踏まえ、Cs-135を対象に安全解析した結果から、データ不確かさの低減化に向けた検討が必要であることを確認した。
杉山 智之; 富安 邦彦; 笹島 栄夫; 梅田 幹; 永瀬 文久; 更田 豊志; 大河原 正美; 本田 順一
no journal, ,
ジルカロイ-4よりも耐食性が向上したNDA及びM5被覆を備えた高燃焼度PWR燃料(約70GWd/t)を対象として反応度事故模擬実験を行い、被覆管径方向歪み及びFPガス放出に関する知見を得た。