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(4) Molten Core Relocation Analysis in Unit 3
Pellegrini Marco, Mizouchi Hideo, Suzuki Hiroaki, Naitoh Masanori
セッションID: O18
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
The relocation of molten core materials is the most critical phenomenon carachterizing severe accidents. Due to its importance, mechanistic analyses need to be employed for realistic investigations. SAMPSON severe accident code studies this phenomenon extensively with a dedicate module, providing detailed information of core melting and fission products release. Results in application to Fukushima Daiichi unit 3 are shown.
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（5）OECD-NEA BSAFプロジェクトにおける解析境界条件の設定
鈴木 洋明, 内藤 正則, 岡田 英俊, まるこ ぺれぐりに
セッションID: O19
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
福島第一原子力発電所事故に関する国際ベンチマーク解析プロジェクト（BSAFプロジェクト：Benchmarks Study of the Accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station）を2012年11月から開始した。このプロジェクトには日本に加えて海外より7か国が参加し、シビアアクシデント専門家の叡智を結集し、事象進展および炉内状況に関する知見を得ること、解析手法・解析コードの高度化に資することを活動目的としている。各国が共通の条件で解析できるように、物理的なモデルに基づいて境界条件を設定したので、その考え方と決定した境界条件を紹介する。
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(6)CFDによる福島第一原子力発電所１号機PCV内温度分布評価
貞松 秀明, 赤松 裕基, 安田 賢一, 久持 康平, 曽根田 秀夫
セッションID: O20
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
福島第一原子力発電所１号機の中長期の廃止措置の実施において、格納容器内の状況把握は必要不可欠である。本発表では、溶融炉心（デブリ）の位置をパラメータとしたCFD解析を行い、PCV内の温度分布を評価した。
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(7)福島第一原子力発電所3号機の減圧挙動について
溝上 伸也, 山中 康慎, 柳澤 宏昌, Pellegrini Marco
セッションID: O21
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
福島第一原子力発電所3号機の減圧については、非常に急速な減圧挙動が観測されているが、現時点までにどのようなメカニズムで減圧されたかが明らかになっていない。本報告では、実測データやプラントの設計情報をもとに、減圧挙動について検討した内容を報告する。
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堀内 友翔, 高橋 信
セッションID: G50
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
近年報告されている原子力関連施設でのトラブルや不適合事例の一部には，安全性の向上を目的として整備されているルール体系自体が有する認知的な複雑さが，遂にトラブルを誘発してしまった可能性を指摘できる。最適な量のルール体系を構築するためには「ルールがどれくらいの複雑さを有 しているか」を定量的に扱うことが必要であるため，本研究では手順書内のルールの複雑さに関する定量的な指標の構築を目的とした実験研究を 行った。ルールの量と構造の2つ の要素双方を考慮する必要があるため，指標による複雑さのスコアの算出の際には手順書をフローチャート化して行うこととし，情報理論に基づいてルールの複雑さに 関する指標を考 案することとした。提案した指標を認知実験により評価した結果，獲得情報量に着目するこ とによって手順書の複雑性を最も適切に表わすことができる可能性を確認した。
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彦野 賢, 内藤 宏, 篠原 一光
セッションID: G51
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
業務場面で職員が感じる「繁忙感」の低減方策を検討することを目的とする。発電所の検査作業を模擬した課題を行った被験者に対し，課題の実施前後で「繁忙感」と精神的作業負荷(メンタルワークロード)の主観評価を同時に質問紙で求めた。「繁忙感」とメンタルワークロードとの間の関係について整理する。
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久保田 和雄, 馬場 務, 松本 光由, 古川 敬
セッションID: M31
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
コンクリートキャスク用キャニスタ蓋溶接部のUT検査方法及び判断基準について、現状の民間規格に基づく、及びフェーズドアレイ法による基礎試験を行い、UT検査適用に際しての課題の検討を行った。
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振動実験による適用範囲の検討
辻 峰史, 前川 晃, 高橋 常夫
セッションID: M37
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
原子力発電所で生じるトラブルの一つに、小口径配管の疲労破壊がある。その未然防止策の一つとして振動応力評価が行われている。従来法としてひずみゲージや加速度計を用いる方法があるが、原子力発電所のように多数の測定対象箇所がある場合には効率的ではないため、より作業性の良い測定方法の開発が望まれる。本研究では、非接触型変位計を用いた効率的な振動応力測定方法の開発を進めている。今回は、本測定方法の適用範囲を検討するため振動実験を行った。分岐管形状や測定位置の影響について検討を行なった結果を報告する。
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11. 研究の目標と成果まとめ
小島 史男, 内田 俊介
セッションID: M38
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
平成23年度からのNISAの新しいプロジェクトとして発足した「高経年化技術評価高度化事業（フェーズ２）」の一環として、フェーズ１では独立して研究が進められてきた配管減肉に関する検査・診断による監視とシミュレーションによる予測を合体・融合させて、新しい予測・監視手法の確立を目指した。本発表では、フェーズ２での研究成果を総括すると共に、予測と監視の融合で、経年化プラントの健全性向上、ひいては、総合的なプラントのシステム安全評価への具体的な貢献方法について提示する。
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12.予測と監視の融合のための1D FACコードの適用
岡田 英俊, 内田 俊介, 内藤 正則, 越塚 誠一
セッションID: M39
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
1D FACコードでは、1D流動解析による流速分布から物質移行係数を算出し、形状係数を適用して、システム全体での主要部位の最大減肉速度を求める。その評価誤差と配管初期肉厚及び最小限界肉厚の評価誤差を考慮して、配管破断に至る時間余裕を算出する。破断までの時間余裕と破断の影響の大きさからFACリスクを算出し、リスクの大きさに応じて優先計測部位を定めると共に、詳細な3D FAC評価を実施する。また、優先計測箇所での連続監視データに基づき、評価精度の更なる向上に資する。 予測と計測の相補により、配管減肉管理の高度化に資することができた。
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13. FACリスク評価の稼働プラントシステム安全評価への寄与
内田 俊介, 内藤 正則, 岡田 英俊, 越塚 誠一
セッションID: M40
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
1D FACコードに基づくFACリスク評価により、プラント全体でのFACによるリスクを算出するとともに、FACによる配管破断の直接間接効果を解析することで、稼働中のプラントの通常時及び地震など異常時のプラントシステムとしての安全を評価できる基礎を固め、SCC、熱疲労、腐食疲労など構造材に生じる可能性に高い諸事象のシステム安全への寄与を評価するために方策を示すことができた。また、FACリスク回避のための運転法の改善策、主として水化学制御の改善策、の有効性を定量的に評価可能とした。
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14. エルボ管における数値解析と物質伝達の考察（その2）
猪飼 太郎, 片井 勇旭, 恒吉 達矢, 辻 義之
セッションID: M41
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
電気化学的手法に基づき、円管配管のエルボ部における物質移行係数の計測をおこなった。レイノルズ数、エルボ形状をパラメータとして、物質移行係数の最大値をとる位置を確定し、同一レイノルズ数での直管での物質移行係数とエルボにおける最大値の比（すなわち、形状係数）をレイノルズ数の関数として定量化し、減肉評価コードの１次元モデルへの提示をおこなう。また、数値計算により流動場を計算し、物質移行係数との関連について考察する。
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15. 複雑流動場における物質伝達と形状係数の考察
片井 勇旭, 恒吉 達矢, 猪飼 太郎, 辻 義之
セッションID: M42
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
電気化学的手法に基づき、円管オリフィス、円管断面Ｔ字管、エルボにおける物質移行係数の計測をおこなった。レイノルズ数、オリフィス径、分岐流量比をパラメータとして、物質移行係数の最大値に基づき形状係数を算出し、体系的な考察をおこなった。それらを踏まえ、減肉評価コードの１次元モデルへの提示をおこなう。また、数値計算により流動場を計算し、物質移行係数との関連について考察する。
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16. PODを用いた配管減肉検査における信頼性評価法
中本 裕之, 小島 史男, 加藤 翔, 田端 大樹
セッションID: M43
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
配管減肉寸法計測方法の信頼性評価指標を策定し、保全指標や損傷リスクの評価のインプットの方法について検討し、減肉予測精度の向上をはかるための監視方式に関する信頼度定量評価法について考察した。定点監視について、オリフィス、エルボ管等で現在実施されている定期検査の方法や将来予想される運転中監視にも対応した計測方法による実験データを収集し、リスク算定に関する基礎データを作成した。また広域監視・定点監視による検査データの蓄積により、減肉予測の信頼性の向上によるリスク低減の効果を評価する方法について検討した。
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17. ガイド波による配管減肉形状の推定
西野 秀郎
セッションID: M44
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
配管の欠陥検出には，UT法が有用だが，一度の検査範囲が狭く(一カ所あたり数cm
2の範囲)非効率な点が問題である。原発１基で総延長120 kmの配管の全数検査は不可能である。そこで広域監視法としてガイド波が注目されている。ガイド波ではセンサー設置位置から左右5メートル程度を一度に計測できる優れた広域監視性を有している。非破壊検査協会規格(NDIS2427)の制定など，利用気運も高まっている。一方でガイド波は減肉位置の同定は優れるが，減肉の定量に欠点があった。本研究では，多周波のガイド波を利用することで，減肉の形状が推定可能なことを示す。その他，ガイド波の基本性能等の概要も示す。
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18. SH波EMATによる補強板付きT字管の減肉評価
内一 哲哉, 高木 敏行, 市原 敏晶, 解 社娟
セッションID: M45
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
原子力発電設備における補強板付きT字配管の補強板下の減肉に対して、現在のところ精度確認が十分になされた検査方法が存在せず、検査方法の開発と評価が求められている。本研究においては、SH0波EMATを用いて、補強板下の減肉の検出と評価の可能性を検討した。プローブの配置、試験条件を検討し、補強板溶接試験体における減肉を測定するとともに、超音波伝播シミュレーション等のモデル計算を行い、深さの定量的な評価法を検討した。さらに、検出および評価能力を評価するとともに、減肉検査と減肉予測との融合の観点から課題を整理した。
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19. 超音波多重反射法を用いたT字配管補強板下の減肉計測
小原 良和, 吉田 裕典, 神納 健太郎, 池内 雅子, 大内 彬寛, 山中 一司
セッションID: M46
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
原子力発電設備のT字配管補強板下の減肉は、補強板と母管の間に空隙が存在するため、従来の超音波厚さ計では計測できなかった。近年、モード変換しない横波の母管内での多重反射を利用する超音波検査法が提案されたが、その精度や適切な適用条件は十分には明らかにされていない。本研究では、超音波多重反射法を用いて、補強板下の減肉の検出性および深さ計測精度について検討した。さらに、補強板と母管のすみ肉溶接部の影響を避ける方法として、可変くさびを用いる方法についても検討した。
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(1) キャビテーション気泡崩壊圧の計測
松井 祐二, 黒澤 孝一, 吉久保 富士夫
セッションID: M47
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
WJPは、水中への高圧水噴出でキャビテーションを発生させ、キャビテーション気泡が崩壊する際の衝撃波を利用する応力改善法である。WJPによる応力改善効果を予測するための基礎データとして、気泡崩壊に伴う衝撃圧を計測評価した。
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(2) 気泡崩壊圧に基づく残留応力予測
波東 久光, 深谷 征史, 吉久保 富士夫
セッションID: M48
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
ウォータージェットピーニング（WJP）は，原子炉炉内構造物の引張残留応力を圧縮残留応力に転換し，応力腐食割れを防止する予防保全技術である．WJPによる残留応力改善効果を，気泡崩壊圧やキャビテーション噴流解析から求まる気泡崩壊エネルギーから予測する方法について述べる．
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伊東 富由美, 西村 昭彦, 寺田 隆哉, 島田 幸弘, 冨吉 健太郎
セッションID: M49
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
原子力機構ではイメージ伝送ファイバとエネルギー伝送ファイバを組込んだ複合型光ファイバとパルスレーザーを用いて、狭窄部分の観察と遠隔でのレーザー誘起ブレイクダウン分光分析を効率よく実施する検査技術を開発した。酸化膜が金属表面に存在する場合、酸素に起因するピークの有無を遠隔から確認する事ができる。さらに1パルスあたりのアブレーション深さをあらかじめ計測しておく事により、酸化膜等の厚みを推測する事が可能である。
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(2) 水中の固体試料を対象としたレーザー誘起ブレークダウン分光技術の開発
利光 正章, 佐伯 盛久, 杉山 僚, 大場 弘則, ソーントン ブレア, 作花 哲夫
セッションID: M50
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
高放射線量環境下の原子炉内遠隔・迅速・その場モニタリングの方法として、光ファイバを用いたレーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)が有効である。今回我々は、LIBSにより水中の構造物等を調査するためのファイバ伝送LIBS技術を開発し、水中の鉄、ステンレス、ジルカロイなどの金属および金属酸化物の分析が可能となったのでその結果について報告する。
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西川 嘉人, 石田 仁志, 黒住 保夫
セッションID: M51
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
加圧水型原子力発電所の1次冷却材管の材料である鋳造ステンレス鋼は，結晶粒が粗大で材料に異方性があることから，超音波探傷検査を行う場合，材料中を透過する超音波の散乱や曲がりを引き起こす．開発した送信用と受信用に別個の大型振動子を持つ超音波探触子を用いて，鋳造ステンレス鋼配管溶接部模擬試験体における軸方向疲労き裂の超音波探傷試験を行い，その有効性を評価した．
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石田 仁志, 西川 嘉人
セッションID: M52
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
加圧水型原子力発電所の1次冷却材管の材料である鋳造ステンレス鋼は，粗大な結晶粒による超音波の散乱減衰が大きく，超音波探傷試験結果への影響が大きい．これまでに送信用と受信用に別個の大型振動子を持つ超音波探触子を開発し，鋳造ステンレス鋼配管溶接部試験体の疲労き裂の探傷試験によりその有効性を検証している．開発した送受信分割大型探触子による超音波伝播を有限要素超音波伝播解析コードによりシミュレーション解析し，その有効性を評価した．
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前川 晃, 河原 充, 芹澤 久, 村川 英一
セッションID: M53
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
溶接施工に伴い発生する残留応力は原子力発電プラントの機器配管の強度特性や破壊特性に影響を及ぼす。実機の溶接残留応力を把握するには数値計算が効果的であるが、３次元の詳細解析には膨大な計算時間を要する。本研究では、溶接シミュレーションを高速化するために開発された反復サブストラクチャー法を用いた解析コードをプラントの溶接施工を再現できるように改良を行い、精度検証を行った。
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山本 幸, 治部 仁之, 砂川 武義, 佐伯 昭紀, 関 修平, 工藤 久明
セッションID: M32
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
難燃エチレンプロピレンゴム(EPR)を対象に自動制御されたQ-band(約43GHz)マイクロ波誘電吸収法を用いて、熱、放射線による経年劣化の測定を行った。マイクロ波誘電吸収法の測定結果と引張試験の結果と比較検討をし、その妥当性について検討した。
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遊佐 訓孝, 内一 哲哉, 高木 敏行, 橋爪 秀利, 佐藤 公仁
セッションID: M33
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
原子力プラントの保全活動においては、きず進展の適切な把握は肝要である。本研究においては、そのような目的のために、アレイ化された渦電流プローブの開発を行い、その性能評価試験を実施した。
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水平抑制板による溢水量低減効果
渡邉 和, 丹羽 博志, 露木 陽, 藁科 正彦
セッションID: M34
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
使用済燃料プールなどの大量の水を保有する開放型の矩形プールでは、長周期地震動が生じると液面が揺動するスロッシング現象によって、プール水が溢れる可能性がある。本研究では溢水低減対策として、プール側壁の水面近傍に水平方向に張り出した抑制板を設置する方法について検討した。本報告では、縮小モデル試験体を用いた加振試験を実施し、抑制板の張出し長さと設置高さが溢水量に与える影響について述べる。また、地震波加振試験の結果、プールの長辺長さの5%の幅を有する抑止板を設置した場合には、溢水量は従来構造の場合の50%以下に減少し、溢水量低減に効果的であることを示す。
（日本原子力学会2012年秋の大会でスロッシング抑制法に関して2件のシリーズ発表を行っており、本稿は3件目のシリーズ発表である）
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高橋 常夫, 前川 晃
セッションID: M35
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
配管系支持構造物の破損モードが地震応答に与える影響の基礎的検討を行った。配管系に取付けた支持構造物の塑性変形による地震応答特性について調べた。応答加速度および揺れ方の変化を支持構造物の荷重変位曲線の変形勾配と関連づけて示した。
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伊東 亮, 片山 洋
セッションID: M36
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
本研究は慣性反力を利用した制振手法の開発を行ったものである。シリンダ内の流体を外部の細い管に導き、ピストンの動きに対して流体を高速で移動させることで大きな慣性反力を得る流体制振サポートを製作した。振動試験により制振サポートの反力特性を調べ理論値と比較評価した。また制振サポートの流体慣性質量と制振対象物の応答特性との関係を振動解析より求め制振特性を明らかにした。
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西 津平, 竹田 祥平, 中村 裕也, 松元 達也, 守田 幸路, 張 斌, 成 松柏, 田上 浩孝, 鈴木 徹, 飛田 吉春
セッションID: M01
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
高速炉炉心損傷事故時の崩壊熱除去過程におけるデブリベッドの運動挙動を明らかにするため、固体粒子ベッド底面からの気相吹き込みによって冷却材沸騰を模擬した試験研究を実施し、解析コードの検証に用いる実験データベースを構築した。
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阿部 達広, 中山 慎也, 松元 達也, 守田 幸路, 帶刀 勲, 石津 朋子, 遠藤 寛
セッションID: M02
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
高速炉の再臨界エナジェティックス評価において重要な損傷炉心プールのスロッシング挙動について、核的なフィードバックを伴うプール運動を模擬した水流動試験を実施し、高速炉安全解析コードの熱流動計算部の基本的妥当性について検討した。
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－遷移過程のプールスロッシングにおける固有の運動抑制効果－
帶刀 勲, 遠藤 寛, 石津 朋子, 守田 幸路
セッションID: M03
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
高速炉の炉心損傷過程において、損傷燃料集合体が径方向に連結し、プールを形成する遷移過程では、プール運動により反応度挿入率が上昇し、即発臨界を超過する可能性がある。本発表では、即発臨界を超過する局面で、固有のプール運動抑制効果によって、反応度挿入率が無制限に高くなることはなく、反応度挿入率の上限値が存在することを明らかにする研究について、アプローチの方法などを紹介する。
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荒牧 優希, 鈴木 貴人, 宮 一郎, 郭 連城, 松元 達也, 守田 幸路, 西田 智
セッションID: M04
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
原子炉の炉心崩壊事故時に形成される固気液混相流の解析手法として有限体積粒子法をベースとした数値解析手法の開発を行い、固体粒子ベッド内の気泡上昇挙動に関する実験解析により固気液混相流のモデル化手法の妥当性を検討した。
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（1）全体計画と流出挙動評価手法の開発
飛田 吉春, 神山 健司, 鈴木 徹, 松場 賢一, 田上 浩孝, 磯崎 三喜男, 山野 秀将, 守田 幸路, 郭 連城, 張 斌
セッションID: M05
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
ナトリウム冷却型高速増殖炉での冷却材流量喪失時スクラム失敗事象（ULOF）時における炉心物質再配置挙動に対して、安全評価に適用可能な評価手法を開発することを目的として炉心で形成される炉心溶融物質の流出挙動を評価する手法と、流出後に微粒化した炉心物質が形成する堆積デブリのセルフ・レベリング挙動を評価する手法の開発を行う。本報告では開発の全体計画の概要を報告する。また、その一部としてこれまでに実施した流出挙動手法の開発では、流出挙動解析を実施して流出に影響を及ぼす主要現象を摘出し、既往試験データに基づいた検証解析を実施した。
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（2）液‐液接触条件における溶融炉心模擬物質のデブリ化距離の測定評価
松場 賢一, 磯﨑 三喜男, 神山 健司, 飛田 吉春
セッションID: M06
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷時の炉心物質再配置挙動評価手法として、原子炉容器下部プレナムへ流出した液柱状の溶融炉心物質が粒子状デブリになるまでの距離（デブリ化距離）を評価できることが重要である。溶融炉心物質が下部プレナムナトリウム中へ流出する際は、両者の接触面にナトリウム蒸気膜が形成されず液-液接触状態になると考えられる。本研究では、デブリ化距離に関する評価手法構築の一環として、最大400kgの低融点合金の溶融物質を水中へ流出させる試験を行い、溶融物質の流出口径等の流出条件が液-液接触条件におけるデブリ化距離に及ぼす影響を把握した。
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山野 秀将, 久保 重信, 西野 裕之, 堺 公明, 谷 明洋
セッションID: M07
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
様々な外部事象に対して、サイト条件・プラントへの影響・発生頻度の観点でスクリーニング方法を構築し、外部事象の特徴を踏まえて確率論・統計論・決定論に分類して条件設定方法を検討した。この分類に基づき、代表的な外部事象について、設計基準を超える設計用想定条件を具体的に設定した。
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(1)フィルタードベントシステムの基本構成の検討と放射性核種吸着実験
奈良林 直, 佐藤 修彰, 藤井 康弘, 辻 雅司, 千葉 豪
セッションID: M08
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
ゼオライトを用いたヨウ素・セシウム高除染性フィルターベントシステムの開発研究」を研究目的とし、①ゼオライトが事故時に想定される圧力や温度、ＰＨなどでの放射性核種吸着試験、②ゼオライトを入れたカラム容器内に実機条件で蒸気を供給するゼオライトフィルターカラム試験、③水素爆発を防ぎ、適切な格納 容器圧力でベントを行うフィルタードベントシステムの成立性評価を行う。本発表では①③について全体計画と吸着試験結果を紹介する。
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(2)フィルター内流動可視化試験
藤井 康弘, 奈良林 直, 佐藤 修彰, 辻 雅司, 千葉 豪
セッションID: M09
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
ゼオライトを用いたヨウ素・セシウム高除染性フィルターベントシステムの開発
研究」を研究目的とし、①ゼオライトが事故時に想定される圧力や温度、ＰＨな
どでの放射性核種吸着試験、②ゼオライトを入れたカラム容器内に実機条件で蒸
気を供給するゼオライトフィルターカラム試験、③水素爆発を防ぎ、適切な格納
容器圧力でベントを行うフィルタードベントシステムの成立性評価を行う。本発
表では②について可視化試験結果を紹介する。
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(3)多核種解析法によるソースタームと崩壊熱計算
川本 洋右, 藤井 康弘, 奈良林 直, 佐藤 修彰, 辻 雅司, 千葉 豪
セッションID: M10
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
ゼオライトを用いたヨウ素・セシウム高除染性フィルターベントシステムの開発研究」を研究目的とし、
①ゼオライトが事故時に想定される圧力や温度、ＰＨなどでの放射性核種吸着試験、
②ゼオライトを入れたカラム容器内に実機条件で蒸気を供給するゼオライトフィルターカラム試験、
③水素爆発を防ぎ、適切な格納 容器圧力でベントを行うフィルタードベントシステムの成立性評価を行う。
本発表では①②③に対して必要となるソースタームと崩壊熱の計算結果を紹介する。
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鈴木 優
セッションID: M11
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
福島原発事故に代表される過酷事故が起きた際には、放射性物質を外部に放出しないために、原子炉圧力容器(RPV)底部に堆積した溶融炉心を速やかに、長期的に冷却することが重要となってきます。冷却方法はいくつか存在しますが、代表的なものにRPV を水没させる方法があります(図1 参照)。その際、RPV 底部の限界熱流束(CHF)が高いほど多くの熱を吸収することができ、安定な冷却が可能となります。CHF を上げるには冷却材としてナノ流体(ナノオーダーの金属粒子を溶かした液体)を使う方法が知られているが、そのメカニズムは解明されておらず、実用化には至っていないのが現状です。目的は・ナノ流体がCHF に与える影響を試験的に解明する。・CHF 増大のメカニズムを解明するという2点です
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太田 宏一, 尾形 孝成
セッションID: M12
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
過酷事故時には、大規模な炉心損傷に先んじて制御棒が溶融、脱落し、炉心燃料と分離する懸念がある。そこで、炉心損傷温度よりも高い溶融温度を有し、溶融後も燃料物質と分離しないと期待されるガドリ二アやハフ二ア等を主成分とする新型制御棒概念を考案した。炉心近傍の制御材には従来通りの物質を装荷することで、炉心制御への影響を抑え、長期の制御棒価値を確保しながら、炉停止時には大きな負の反応度余裕を確保する本新型制御棒概念の詳細について報告を行う。
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吉田 至孝
セッションID: M13
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
MAAP4 を用いて福島第一原子力発電所3 号機の事故初期5 日間程度におけるプラント挙動の再現解析を実施し、炉心損傷後の原子炉水位を除く観測パラメータの再現を試みた。その結果、圧力抑制プールの成層化または原子炉冷却水の小漏洩を仮定することにより初期格納容器圧力の上昇を、炉心損傷後の原子炉冷却系からの蒸気漏洩を仮定することにより格納容器ベント後の格納容器圧力応答をよく再現できた。
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（I）炉心損傷課程の評価
遠藤 寛, 山本 敏久, 中島 鐵雄, 安藤 良平
セッションID: M14
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
福島第一原子力発電所では、冷温停止状態に向け損傷炉心の冷却が進められている。JNESは、冷温移行時の臨界防止に係る対策（ほう酸の投入時期と必要なボロン濃度）を明らかにする目的で、同発電所の1号炉から3号炉の炉心溶融損傷挙動を（財）エネルギー総合工学研究所が所有するシビアアクシデント解析コードIMPACT/SAMPSON及びモンテカルロ法核計算コードMVPにより評価した。本報告は、事故進展解析の結果に関するものである。
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（II）損傷炉心の再臨界評価
山本 敏久, 中島 鐵雄, 安藤 良平, 遠藤 寛
セッションID: M15
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
福島第一原子力発電所では、冷温停止状態に向け損傷炉心の冷却が進められている。JNES は、冷温移行時の臨界防止に係る対策（ほう酸の投入時期と必要なボロン濃度）を明らかにする目的で、同発電所の1号炉から3号炉の炉心溶融損傷挙動を、（財）エネルギー総合工学研究所が所有するシビアアクシデント解析コードIMPACT/SAMPSON及びモンテカルロ法核計算コードMVPにより評価した。本報告は、事故進展解析の結果に基づいて1号炉損傷炉心の再臨界評価を行った結果を報告する。
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森井 正
セッションID: M16
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
「福島1号機ベントによる格納容器圧力低下の時点で原子炉建屋内水素濃度は未だ燃焼限界に到達していなかった。その後、ベントにより水蒸気（水素を含む）の一部が原子炉建屋内に逆流し、約1時間半後に水素•空気•水蒸気混合気体の燃焼限界を超えたため爆発した」というシナリオの成立性を、ベントによる原子炉建屋内への水蒸気（水素）流出過程のシミュレーションを行うことにより検討した。
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田辺 文也
セッションID: M17
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
圧力（原子炉圧力容器、格納容器D/W、S/C）及び放射線量率（格納容器D/W、S/C、１F敷地内）、各地における放射線量率、空気中放射能濃度などの計測データ詳細分析と炉心溶融過程解析からの情報を統合して、炉心溶融、原子炉圧力容器破損、溶融燃料物質のD/Wへの放出、格納容器（D/W,S/C）破損などの日時を同定して、福島第一原子力発電所事故における放射性物質の大気大量放出シナリオを構築するとともに、放出率トレンドを推定した。
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後藤 祥広, 石垣 博邦, 小出 祐一, 佐藤 友喜
セッションID: M18
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
沸騰水型原子炉の地震時制御棒挿入性評価を行うために、燃料集合体制御棒挿入解析モデル
の開発を行い、その妥当性確認を行った。本発表では、開発した制御棒挿入解析モデルの
概要と制御棒挿入試験との比較による制御棒挿入解析モデルの妥当性確認の結果ついて報告する。
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鳥山 拓也, 山口 彰, 高田 孝
セッションID: M19
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
免震型原子力発電施設のフラジリティ評価は、複雑な免震システムの応答の影響で、耐震システムとは異なる。本研究では、応答解析に基づく様々な検討を元に、フラジリティ評価で用いる最適な地震動強度指標について考察を行った。
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有吉 昌彦, 遠藤 寛, 井上 正明, 山口 彰, 高田 孝
セッションID: M20
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
高速炉では、燃料集合体が炉心支持板上に自立し、その上端部では隣接する集合体との間にわずかなギャップがある。従って、地震時には炉心群振動が生じ、隣接する集合体とのギャップが変化する。JNESがこれまでに開発した炉心群振動評価専用コードを用いて炉心群振動挙動を評価したところ、基準地震動Ssレベルとその4倍レベルでは振動モードが異なる可能性が示唆された。そこで、炉心支持板における加速度と炉心群振動モードとの関係を評価する。本報は、その評価方針及び評価の進捗について報告する。
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山本 雅也, 清野 裕, 清水 武彦, 吉田 昌宏
セッションID: M21
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
会議録・要旨集
認証あり
「常陽」における確率論的安全評価において、炉心損傷の発生頻度が相対的に高いと評価しているUTOP（Unprotected Transient Overpower）事象の炉心損傷過程を評価し、約1×10
-9/炉年の頻度で厳しい出力バーストに至る結果を得ている。本評価結果に基づき、出力バーストによる機械的エネルギーによって噴出するナトリウムの燃焼についてCONTAINコードにより解析し、原子炉格納容器の健全性は確保されることを確認するとともに、原子炉格納容器内圧の上昇による放射性物質の漏えい量及び周辺環境における被ばく量を気象指針に基づいて評価した。「常陽」の確率論的安全評価の結果より、「常陽」のリスクは十分に低く抑制されていることを確認するとともに、大規模放射能放出に至る事故シーケンスを同定することができた。
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