原子力システム研究開発事業−特別推進分野−中間評価 総合所見公表用
１．研究開発課題名
炉心損傷評価技術（レベル２PSA）の開発
２．研究開発の実施者
| 機関名：独立行政法人日本原子力研究開発機構 | 代表者氏名：中井良大 |
| 機関名：三菱FBRシステムズ株式会社 | 代表者氏名：小山和也 |
| 機関名：国立大学法人九州大学 | 代表者氏名：守田幸路 |
３．研究開発の概要
本研究開発では、日本原子力研究開発機構（以下、原子力機構）の既得成果に本研究で得られる成果を加えることにより、実用化戦略調査研究フェーズIIのナトリウム冷却炉設計概念を対象とするレベル2PSA（確率論的安全評価）で考慮すべき事象の全スペクトルに対応した評価手法を整備することを目標とする。
そのために解決すべき項目は、(1)炉心損傷時における核分裂連鎖反応停止後の炉心物質再配置に関する評価手法の開発及び(2)ナトリウム冷却炉の特徴を踏まえた格納容器内事象に関する評価手法の開発、並びに(3)炉心損傷事象の全スペクトルについて事象推移を支配する現象の摘出と当該現象に関するデータ収集によるレベル2PSAのための技術的根拠の整備である。
(1)に対しては、炉心物質が崩壊熱による低出力条件で長時間にわたり再配置する過程全般の事象推移を評価するためにMUTRANコードを開発するとともに、再配置の過程で再臨界の可能性が生じた場合など出力変化を伴う事象を評価するためにSIMMER-LTコードを開発することによって解決を図る。
(2)については、ナトリウム冷却高速炉の格納容器内事象解析コードCONTAIN-LMRの解析モデルのうちデブリ・コンクリート相互作用モデルをナトリウム環境における実験データの取得を通してナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用の影響を評価できるように整備する。
(3)では(1)及び(2)の成果も踏まえて実用ナトリウム冷却炉のレベル2PSAに必要な事故過程での支配現象の摘出を行い、事象進展確率の定量化に必要となる実験的・解析的知見等の技術的根拠を、外部有識者のレビューを受けつつ整備する。
４．研究開発予算
| 平成18年度 | 43,825千円 |
| 平成19年度 | 203,305千円 |
| 平成20年度 | 114,003千円 |
| 平成21年度(予定) | 117,300千円 |
５．研究開発期間
平成18年10月 〜 平成22年3月 （ ４年計画 ）
６．平成19年度までの目標
【研究開発項目１】炉心物質再配置に関する評価手法の開発
炉心損傷時の初期における再臨界の可能性が去った後の炉心物質再配置過程を対象とし、炉心物質の分布変化を溶融・凝固による流動性変化を考慮して解析する伝熱流動解析手法の開発を行う。このため、同過程の全般の事象推移を評価するためのモデルとして①MUTRANの開発を行い、事象推移の過程で再臨界の恐れが生じた場合に再臨界回避の確認評価を行うためのモデルとして②SIMMER-LTの開発を行う。
炉心損傷時の初期における再臨界の可能性が去った後の炉心物質再配置過程を対象とし、炉心物質の分布変化を溶融・凝固による流動性変化を考慮して解析する伝熱流動解析手法の開発を行う。このため、同過程の全般の事象推移を評価するためのモデルとして①MUTRANの開発を行い、事象推移の過程で再臨界の恐れが生じた場合に再臨界回避の確認評価を行うためのモデルとして②SIMMER-LTの開発を行う。
①MUTRANの開発
平成１８〜２０年度において、MUTRANのパイロットモデルを元に、燃料集合体からの燃料流出により炉停止した後の炉心内での崩壊熱による低出力条件での炉心物質の移動挙動を数時間から１日程度のオーダの長時間にわたって解析する評価モデルを開発する。
平成１８〜２０年度において、MUTRANのパイロットモデルを元に、燃料集合体からの燃料流出により炉停止した後の炉心内での崩壊熱による低出力条件での炉心物質の移動挙動を数時間から１日程度のオーダの長時間にわたって解析する評価モデルを開発する。
(平成１８年度)
MUTRANのパイロットモデルを元に、燃料集合体からの燃料流出により炉停止した炉心内での崩壊熱による低出力条件での炉心物質の移行挙動を数時間から１日程度のオーダの長時間にわたって解析する評価モデルを開発するために以下を実施する。
MUTRANのパイロットモデルを元に、燃料集合体からの燃料流出により炉停止した炉心内での崩壊熱による低出力条件での炉心物質の移行挙動を数時間から１日程度のオーダの長時間にわたって解析する評価モデルを開発するために以下を実施する。
・軽水炉のシビアアクシデント解析コードから反映すべき事項の調査
・MUTRANのパイロットモデルの機能確認と開発項目の摘出
(平成１９年度)
平成１８年度に実施した軽水炉コードの調査、MUTRANのパイロットモデルの機能確認の結果を反映し、以下を実施する。
平成１８年度に実施した軽水炉コードの調査、MUTRANのパイロットモデルの機能確認の結果を反映し、以下を実施する。
・健全燃料ピンの崩壊モデル、制御棒吸収体のモデルの追加
・相間の熱・物質・運動量移行モデル、特に相間運動量交換モデルの改良
②SIMMER-LTの開発
平成１９〜２０年度において、再臨界の可能性が存在する遷移過程を精度良く解析できるコードSIMMER-IIIを元に、タイムステップ制御法の改良、数値解法の改良、熱・物質移行モデルの簡略化を行うことにより、より時間が長く緩慢な事象推移に適用できるように改良したSIMMER-LTを開発する。
平成１９〜２０年度において、再臨界の可能性が存在する遷移過程を精度良く解析できるコードSIMMER-IIIを元に、タイムステップ制御法の改良、数値解法の改良、熱・物質移行モデルの簡略化を行うことにより、より時間が長く緩慢な事象推移に適用できるように改良したSIMMER-LTを開発する。
(平成１９年度)
(a) 数値解法の改良
SIMMER-IIIのCPU計算時間の使用状況の調査を行い、これに基づいて高速化のためのアルゴリズムの改良方針を策定し、予備的なコード改良とテスト計算によってその効果を確認する。
SIMMER-IIIのCPU計算時間の使用状況の調査を行い、これに基づいて高速化のためのアルゴリズムの改良方針を策定し、予備的なコード改良とテスト計算によってその効果を確認する。
(b) 物理モデルの改良
SIMMER-IIIコードの熱・物質移行モデルの調査を、コード特性を把握するテスト計算などによって行い、緩慢な現象が主体となる炉心物質再配置過程への適用に際して簡略化可能な熱・物質移行モデルを摘出するとともに、簡略化のための定式化を行う。
SIMMER-IIIコードの熱・物質移行モデルの調査を、コード特性を把握するテスト計算などによって行い、緩慢な現象が主体となる炉心物質再配置過程への適用に際して簡略化可能な熱・物質移行モデルを摘出するとともに、簡略化のための定式化を行う。
【研究開発項目２】格納容器内事象に関する評価手法の開発
①格納容器応答過程評価手法の開発・検証
炉心物質による原子炉容器の溶融貫通事象に対するナトリウムの存在の影響を適切に考慮した評価手法の開発を行う。このため、平成１８〜２１年度において、格納容器内事象を解析するためのコードCONTAIN/LMRの中の軽水炉用に開発された、デブリ・コンクリート相互作用モデルCORCON及びデブリからのエアロゾル・放射性物質放出モデルVANESAを改良することにより、高速炉に特有のナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用の影響を評価できるモデルCORCON/LMR及びVANESA/LMRを開発し、同モデルの検証を行う。
炉心物質による原子炉容器の溶融貫通事象に対するナトリウムの存在の影響を適切に考慮した評価手法の開発を行う。このため、平成１８〜２１年度において、格納容器内事象を解析するためのコードCONTAIN/LMRの中の軽水炉用に開発された、デブリ・コンクリート相互作用モデルCORCON及びデブリからのエアロゾル・放射性物質放出モデルVANESAを改良することにより、高速炉に特有のナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用の影響を評価できるモデルCORCON/LMR及びVANESA/LMRを開発し、同モデルの検証を行う。
(平成１８年度)
CORCON及びVANESAモデルに関するプログラム調査を行い、CORCON/LMRとVENESA/LMRの開発のための課題整理と改良方針の具体化を実施する。
CORCON及びVANESAモデルに関するプログラム調査を行い、CORCON/LMRとVENESA/LMRの開発のための課題整理と改良方針の具体化を実施する。
(平成１９年度)
炉心物質による原子炉容器溶融貫通事象に対するナトリウム存在の影響を考慮するために、CONTAIN/LMRの中のCORCON及びVANESAモデルを改良する。
炉心物質による原子炉容器溶融貫通事象に対するナトリウム存在の影響を考慮するために、CONTAIN/LMRの中のCORCON及びVANESAモデルを改良する。
②事象評価モデルの開発・検証用試験
上記①のモデル開発・検証に必要となる試験データを得るために、平成１８〜２１年度において、不揮発性核分裂生成物放出試験（水素再結合試験及び模擬FP放出試験）、構成成分反応試験及び小規模のナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用試験を実施する。
上記①のモデル開発・検証に必要となる試験データを得るために、平成１８〜２１年度において、不揮発性核分裂生成物放出試験（水素再結合試験及び模擬FP放出試験）、構成成分反応試験及び小規模のナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用試験を実施する。
(平成１８年度)
軽水炉を対象としたデブリ・コンクリート相互作用の既往研究を調査・検討し、ナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験装置の概念設計を行う。また、不揮発性核分裂生成物放出試験の予備試験として、ナトリウムプール中に水素ガスをバブリングした時の水素と粒子状不揮発性模擬核分裂生成物の放出状況を観測する試験を実施する。
軽水炉を対象としたデブリ・コンクリート相互作用の既往研究を調査・検討し、ナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験装置の概念設計を行う。また、不揮発性核分裂生成物放出試験の予備試験として、ナトリウムプール中に水素ガスをバブリングした時の水素と粒子状不揮発性模擬核分裂生成物の放出状況を観測する試験を実施する。
(平成１９年度)
ナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験装置の詳細設計と製作を行う。また、平成１８年度の予備試験結果に基づいて、ナトリウムプール中に水素ガスをバブリングした時の水素挙動を測定する試験（水素再結合試験）ならびに粒子状不揮発性模擬核分裂生成物の放出状況を測定する試験（模擬FP放出試験）を実施する。さらに、ナトリウム、デブリ、コンクリートの構成成分間の化学反応を調べるための試験を開始する。
ナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験装置の詳細設計と製作を行う。また、平成１８年度の予備試験結果に基づいて、ナトリウムプール中に水素ガスをバブリングした時の水素挙動を測定する試験（水素再結合試験）ならびに粒子状不揮発性模擬核分裂生成物の放出状況を測定する試験（模擬FP放出試験）を実施する。さらに、ナトリウム、デブリ、コンクリートの構成成分間の化学反応を調べるための試験を開始する。
【研究開発項目３】レベル2PSAのための技術的根拠の整備
レベル2PSAにおいて炉心損傷時の事象推移の不確実さを確率として定量的に評価する手法を整備するために、以下の①及び②を段階的に実施する。また、実用化戦略調査研究フェーズIIのナトリウム冷却炉設計概念のレベル2PSAに必要な事象の全範囲に対応するために、技術的根拠を整備すべき評価対象を、炉停止失敗事象(起因過程、遷移過程、炉心物質再配置過程、事故後冷却過程)及び除熱源喪失事象から成る原子炉容器内事象、並びに炉心損傷の影響が原子炉容器の外へ拡大した場合を扱う格納容器内事象とする。
レベル2PSAにおいて炉心損傷時の事象推移の不確実さを確率として定量的に評価する手法を整備するために、以下の①及び②を段階的に実施する。また、実用化戦略調査研究フェーズIIのナトリウム冷却炉設計概念のレベル2PSAに必要な事象の全範囲に対応するために、技術的根拠を整備すべき評価対象を、炉停止失敗事象(起因過程、遷移過程、炉心物質再配置過程、事故後冷却過程)及び除熱源喪失事象から成る原子炉容器内事象、並びに炉心損傷の影響が原子炉容器の外へ拡大した場合を扱う格納容器内事象とする。
①支配現象の摘出
平成１８〜２０年度において、評価対象である上記各事象について、炉心損傷評価技術を用いた感度解析を実施することにより、放射性物質の施設外への早期または大量の放出の観点から、各事象の推移を左右する支配現象を摘出する。
平成１８〜２０年度において、評価対象である上記各事象について、炉心損傷評価技術を用いた感度解析を実施することにより、放射性物質の施設外への早期または大量の放出の観点から、各事象の推移を左右する支配現象を摘出する。
(a) 炉停止失敗事象(起因過程、遷移過程)の検討
(平成１９年度)
炉停止失敗事象の代表的な事象である流量喪失時反応度抑制機能喪失事象の起因過程及び遷移過程のSAS4A及びSIMMER-IIIによる感度解析を行い、事象推移に影響を与える支配的な現象を摘出する。また炉心膨張過程の予備的な解析も実施する。
炉停止失敗事象の代表的な事象である流量喪失時反応度抑制機能喪失事象の起因過程及び遷移過程のSAS4A及びSIMMER-IIIによる感度解析を行い、事象推移に影響を与える支配的な現象を摘出する。また炉心膨張過程の予備的な解析も実施する。
(b) 除熱源喪失事象の検討
(平成１９年度)
除熱源喪失事象におけるプラント応答過程の感度解析をARGOを用いて実施し、事象推移に影響を与える支配的な現象を摘出する。またプラント応答過程に続く炉心崩壊過程のAPPLOHSによる予備的な解析を行い、評価手法を整備する。
除熱源喪失事象におけるプラント応答過程の感度解析をARGOを用いて実施し、事象推移に影響を与える支配的な現象を摘出する。またプラント応答過程に続く炉心崩壊過程のAPPLOHSによる予備的な解析を行い、評価手法を整備する。
(c)PAMR/PAHRの検討（再委託先：ＭＦＢＲ）
(平成１８年度)
MUTRANのパイロットモデルを用いた炉心物質再配置過程(PAMR)の予備解析、DEBNETコードを用いた事故後冷却過程(PAHR)の予備解析を実施し、事象進展を支配すると考えられる主要な現象を摘出する。
MUTRANのパイロットモデルを用いた炉心物質再配置過程(PAMR)の予備解析、DEBNETコードを用いた事故後冷却過程(PAHR)の予備解析を実施し、事象進展を支配すると考えられる主要な現象を摘出する。
(平成１９年度)
MUTRANコードを用いた炉心物質再配置過程(PAMR)、DEBNETコードを用いた事故後冷却過程（PAHR）の感度解析を実施してその結果を分析し、平成１８年度の予備的評価で摘出された主要な現象を中心に事象進展を支配すると考えられる主要な現象の影響を評価する。
MUTRANコードを用いた炉心物質再配置過程(PAMR)、DEBNETコードを用いた事故後冷却過程（PAHR）の感度解析を実施してその結果を分析し、平成１８年度の予備的評価で摘出された主要な現象を中心に事象進展を支配すると考えられる主要な現象の影響を評価する。
(d)格納容器内事象の検討
(平成１８年度)
CONTAIN/LMRを用いて、原子炉容器溶融貫通時の格納容器内事象感度解析を実施し、支配現象の摘出に資するための予備評価を実施する。
CONTAIN/LMRを用いて、原子炉容器溶融貫通時の格納容器内事象感度解析を実施し、支配現象の摘出に資するための予備評価を実施する。
(平成１９年度)
CONTAIN/LMRを用いて、原子炉容器溶融貫通時に加えて複数の放射性物質移行経路を評価対象として格納容器内事象進展に関する感度解析を実施し、事象推移を左右する支配現象を摘出するとともに、異なる体系への適用解析を実施する。
CONTAIN/LMRを用いて、原子炉容器溶融貫通時に加えて複数の放射性物質移行経路を評価対象として格納容器内事象進展に関する感度解析を実施し、事象推移を左右する支配現象を摘出するとともに、異なる体系への適用解析を実施する。
７．これまでに得られた成果
【研究開発項目１】炉心物質再配置に関する評価手法の開発
①MUTRANの開発
平成１８年度には先行する軽水炉コードの調査及びMUTRANのパイロットモデルの機能確認を実施した。平成１９年度には前年度の結果を反映させて健全燃料ピンの崩壊モデル及び制御棒吸収体モデルを追加するとともに、相間熱移行モデル及び相間運動量交換モデルの改良を実施した。これによりパイロットモデルの難点（燃料ピン等の幾何形状を考慮せず全ての成分が体積比に比例する接触面積で運動量・熱交換を行うことを仮定）が解消し、より現実的な運動量・熱交換の模擬が可能となった。また、モデルの妥当性を検討するための確認計算を実施することにより、今後吟味していくべき課題（物質移動速度の模擬の妥当性など）を摘出した。平成２０年度以降は③のモデルの検証の過程で上記課題の解決を図るとともに、全炉心をモデル化した解析を実施するためのコードの拡張並びにSIMMER-LTへのデータ引き継ぎ機能を含む入出力機能の整備を図る予定である。
平成１８年度には先行する軽水炉コードの調査及びMUTRANのパイロットモデルの機能確認を実施した。平成１９年度には前年度の結果を反映させて健全燃料ピンの崩壊モデル及び制御棒吸収体モデルを追加するとともに、相間熱移行モデル及び相間運動量交換モデルの改良を実施した。これによりパイロットモデルの難点（燃料ピン等の幾何形状を考慮せず全ての成分が体積比に比例する接触面積で運動量・熱交換を行うことを仮定）が解消し、より現実的な運動量・熱交換の模擬が可能となった。また、モデルの妥当性を検討するための確認計算を実施することにより、今後吟味していくべき課題（物質移動速度の模擬の妥当性など）を摘出した。平成２０年度以降は③のモデルの検証の過程で上記課題の解決を図るとともに、全炉心をモデル化した解析を実施するためのコードの拡張並びにSIMMER-LTへのデータ引き継ぎ機能を含む入出力機能の整備を図る予定である。
②SIMMER-LTの開発
平成１９年度までに計算速度の高速化を図るためのアルゴリズムの改良方針を策定し、コードの並列化を実施することによって約6倍の計算速度の向上を達成した。また、熱・物質移行モデルの調査を実施し、緩慢な現象への適用に際して簡略化可能なモデルとして蒸発/凝縮計算モデルを摘出するとともに簡略化のための定式化を実施した。平成２０年度以降は簡略化した熱・物質移行モデルのプログラミングを実施する予定である。
平成１９年度までに計算速度の高速化を図るためのアルゴリズムの改良方針を策定し、コードの並列化を実施することによって約6倍の計算速度の向上を達成した。また、熱・物質移行モデルの調査を実施し、緩慢な現象への適用に際して簡略化可能なモデルとして蒸発/凝縮計算モデルを摘出するとともに簡略化のための定式化を実施した。平成２０年度以降は簡略化した熱・物質移行モデルのプログラミングを実施する予定である。
【研究開発項目２】格納容器内事象に関する評価手法の開発
①格納容器応答過程評価手法の開発・検証
平成１９年度までにCORCON及びVANESAのプログラム調査を通して両モデルのナトリウム環境への適用性を検討するとともに、モデル改良と確認計算を実施した。これらにより、ナトリウム・コンクリート反応及びデブリ・コンクリート相互作用、それらによって発生する反応生成物やFP・エアロゾルのナトリウムプール中における挙動といった一連の現象を解析することが可能となった。平成２０年度以降は実験データ等に基づく検証と改良を実施するとともに、ナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用解析モデルを完成させる予定である。
平成１９年度までにCORCON及びVANESAのプログラム調査を通して両モデルのナトリウム環境への適用性を検討するとともに、モデル改良と確認計算を実施した。これらにより、ナトリウム・コンクリート反応及びデブリ・コンクリート相互作用、それらによって発生する反応生成物やFP・エアロゾルのナトリウムプール中における挙動といった一連の現象を解析することが可能となった。平成２０年度以降は実験データ等に基づく検証と改良を実施するとともに、ナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用解析モデルを完成させる予定である。
②事象評価モデルの開発・検証用試験
平成１９年度までにナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験装置の概念・詳細設計を行って同装置を製作した。また、ナトリウム・コンクリート反応やデブリ・コンクリート相互作用によって発生した非凝縮性ガス（主に水素）が気相へ放出される際の挙動に着目した試験を「不揮発性核分裂生成物放出試験」と総称して実施した。同試験は、水素再結合試験（ナトリウムプール中に水素ガスをバブリングさせてナトリウム・コンクリート反応を模擬した時の水素挙動を測定する試験）及び模擬FP放出試験（非凝縮性ガスに随伴された粒子状不揮発性模擬核分裂生成物が同ガスの破裂に伴って機械的に気相へ放出される状況を測定する試験）で構成される。ともに平成１８年度の予備試験（主に試験条件、試験方法、分析方法を決定するために実施）を経て、平成１９年度に試験を実施した。水素再結合試験では、雰囲気の酸素濃度をパラメータとした試験を行い、酸素濃度の増加に伴い水素再結合割合（発生水素がナトリウムプール燃焼面を通過する際に消費・燃焼される割合）が増加する傾向を明らかにした。一方、模擬FP放出試験より、粒子状不揮発性模擬FPのバブリングに伴う機械的放出挙動に係わるデータを取得することが出来た。さらに、平成１９年度より、構成成分反応試験（ナトリウム・デブリ・コンクリートの構成成分間の化学反応を調べる試験）を開始した。同試験では、まず標準試料を用いた予備測定により装置の校正を行うとともに、測定対象物質と加熱容器の反応性に関する測定を実施した。その後、ナトリウムと酸化セリウムとの反応性に関する測定を開始し、25〜820℃の範囲においては、両者の間で化学反応が生じないことを明らかにした。H20年度以降はナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験（主にナトリウム・コンクリート反応に対する新たなヒートソース（高温デブリを想定）の影響を解明する試験）を実施するとともに、構成成分反応試験を継続する。
平成１９年度までにナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験装置の概念・詳細設計を行って同装置を製作した。また、ナトリウム・コンクリート反応やデブリ・コンクリート相互作用によって発生した非凝縮性ガス（主に水素）が気相へ放出される際の挙動に着目した試験を「不揮発性核分裂生成物放出試験」と総称して実施した。同試験は、水素再結合試験（ナトリウムプール中に水素ガスをバブリングさせてナトリウム・コンクリート反応を模擬した時の水素挙動を測定する試験）及び模擬FP放出試験（非凝縮性ガスに随伴された粒子状不揮発性模擬核分裂生成物が同ガスの破裂に伴って機械的に気相へ放出される状況を測定する試験）で構成される。ともに平成１８年度の予備試験（主に試験条件、試験方法、分析方法を決定するために実施）を経て、平成１９年度に試験を実施した。水素再結合試験では、雰囲気の酸素濃度をパラメータとした試験を行い、酸素濃度の増加に伴い水素再結合割合（発生水素がナトリウムプール燃焼面を通過する際に消費・燃焼される割合）が増加する傾向を明らかにした。一方、模擬FP放出試験より、粒子状不揮発性模擬FPのバブリングに伴う機械的放出挙動に係わるデータを取得することが出来た。さらに、平成１９年度より、構成成分反応試験（ナトリウム・デブリ・コンクリートの構成成分間の化学反応を調べる試験）を開始した。同試験では、まず標準試料を用いた予備測定により装置の校正を行うとともに、測定対象物質と加熱容器の反応性に関する測定を実施した。その後、ナトリウムと酸化セリウムとの反応性に関する測定を開始し、25〜820℃の範囲においては、両者の間で化学反応が生じないことを明らかにした。H20年度以降はナトリウム・デブリ・コンクリート相互作用小規模試験（主にナトリウム・コンクリート反応に対する新たなヒートソース（高温デブリを想定）の影響を解明する試験）を実施するとともに、構成成分反応試験を継続する。
【研究開発項目３】レベル2PSAのための技術的根拠の整備
①支配現象の摘出
(a) 炉停止失敗事象（起因過程・遷移過程）の検討
代表的な炉停止失敗事象であるULOF（Unprotected Loss of Flow）事象の起因過程及び遷移過程の感度解析をそれぞれSAS4A及びSIMMER-IIIにより実施した。この結果、起因過程ではボイド反応度、ドップラー反応度、FPガスの分散駆動力、燃料ピンの破損限界が、遷移過程では内部ダクトと制御棒案内管を通した燃料流出が事象推移に影響を与える重要な支配因子として摘出された。また、炉心膨張過程の予備的な解析もSIMMER-IIIにより行い、次年度に計画している感度解析の準備作業として解析実施環境を整えた。
代表的な炉停止失敗事象であるULOF（Unprotected Loss of Flow）事象の起因過程及び遷移過程の感度解析をそれぞれSAS4A及びSIMMER-IIIにより実施した。この結果、起因過程ではボイド反応度、ドップラー反応度、FPガスの分散駆動力、燃料ピンの破損限界が、遷移過程では内部ダクトと制御棒案内管を通した燃料流出が事象推移に影響を与える重要な支配因子として摘出された。また、炉心膨張過程の予備的な解析もSIMMER-IIIにより行い、次年度に計画している感度解析の準備作業として解析実施環境を整えた。
(b) 除熱源喪失事象の検討
代表的な除熱源喪失事象であるPLOHS（Protected Loss of Heat Sink）におけるプラント応答過程の感度解析をARGOコードにより実施した。この結果、1ループの除熱では5〜7時間でバウンダリ破損に至ると考えられること、全系断熱では2〜3時間でバウンダリ破損に至ること、PLOHSの発生時刻が事象進展時間に大きな影響を与えること、ナトリウムの膨張によるカバーガス圧の上昇が一次系バウンダリに影響を与える可能性が高いこと、主配管系からの放熱の影響は小さいことが明らかになった。また、プラント応答過程に続く炉心崩壊過程の解析を行うため、APPLOHSコードを整備した。
代表的な除熱源喪失事象であるPLOHS（Protected Loss of Heat Sink）におけるプラント応答過程の感度解析をARGOコードにより実施した。この結果、1ループの除熱では5〜7時間でバウンダリ破損に至ると考えられること、全系断熱では2〜3時間でバウンダリ破損に至ること、PLOHSの発生時刻が事象進展時間に大きな影響を与えること、ナトリウムの膨張によるカバーガス圧の上昇が一次系バウンダリに影響を与える可能性が高いこと、主配管系からの放熱の影響は小さいことが明らかになった。また、プラント応答過程に続く炉心崩壊過程の解析を行うため、APPLOHSコードを整備した。
(c) 炉停止失敗事象（PAMR・PAHR）の検討
炉心物質再配置過程（PAMR）及び事故後冷却過程（PAHR）における感度解析をそれぞれMUTRAN及びDEBNETにより実施した。その結果、PAMRでは残留燃料が集合体内を下部に向かって数百秒から数千秒の時間スケールで移動する結果が得られ、燃料の下部への移動、その段階でのスティールとの分離、制御棒案内管壁を溶融貫通しての燃料流出等の支配現象が摘出された。PAHRに関しては、損傷炉心部の流路が閉塞状態にある場合は2つの主冷却系の片ループが逆流して結果的に炉容器内に供給される冷却材流量が増大する現象が見出された。
炉心物質再配置過程（PAMR）及び事故後冷却過程（PAHR）における感度解析をそれぞれMUTRAN及びDEBNETにより実施した。その結果、PAMRでは残留燃料が集合体内を下部に向かって数百秒から数千秒の時間スケールで移動する結果が得られ、燃料の下部への移動、その段階でのスティールとの分離、制御棒案内管壁を溶融貫通しての燃料流出等の支配現象が摘出された。PAHRに関しては、損傷炉心部の流路が閉塞状態にある場合は2つの主冷却系の片ループが逆流して結果的に炉容器内に供給される冷却材流量が増大する現象が見出された。
(d) 格納容器内事象の検討
除熱源喪失事象に続いて想定される典型的な格納容器内事象を評価対象として、CONTAIN-LMRコードによる事象推移感度解析を実施した。その結果、原子炉容器が破損した場合のナトリウム蒸気の漏出挙動、可燃性の水素を放出する原因となるナトリウム・コンクリート反応やデブリ・コンクリート相互作用の規模及び発生タイミングは、格納容器破損の可能性や環境への放射性物質放出量を左右する重要な支配因子であることを明らかにするとともに、これらの支配因子が格納容器へ与える圧力負荷の程度と特徴を定量的に示した。また、容積の異なる格納容器体系についても同様の事象推移感度解析を実施し、格納容器内容積の大きい方が放射性物質の滞留量が多くなるなど、体系の違いに起因する結果の相違について知見を得ることができた。
平成２０年度には上記4種類の全評価対象スペクトルに対して感度解析を実施し、支配現象の摘出を完了する予定である。
除熱源喪失事象に続いて想定される典型的な格納容器内事象を評価対象として、CONTAIN-LMRコードによる事象推移感度解析を実施した。その結果、原子炉容器が破損した場合のナトリウム蒸気の漏出挙動、可燃性の水素を放出する原因となるナトリウム・コンクリート反応やデブリ・コンクリート相互作用の規模及び発生タイミングは、格納容器破損の可能性や環境への放射性物質放出量を左右する重要な支配因子であることを明らかにするとともに、これらの支配因子が格納容器へ与える圧力負荷の程度と特徴を定量的に示した。また、容積の異なる格納容器体系についても同様の事象推移感度解析を実施し、格納容器内容積の大きい方が放射性物質の滞留量が多くなるなど、体系の違いに起因する結果の相違について知見を得ることができた。
平成２０年度には上記4種類の全評価対象スペクトルに対して感度解析を実施し、支配現象の摘出を完了する予定である。
②データベースの整備
当初の年次計画の通り、①支配現象の摘出、及び③外部有識者によるレビューを反映させて平成２０年度より事象進展の方向を判断するためのデータベース整備を開始する予定である。併せて支配現象に関わる試験的知見の情報収集と整理を行い、データベースの整備を推進する。
当初の年次計画の通り、①支配現象の摘出、及び③外部有識者によるレビューを反映させて平成２０年度より事象進展の方向を判断するためのデータベース整備を開始する予定である。併せて支配現象に関わる試験的知見の情報収集と整理を行い、データベースの整備を推進する。
８．中間評価の過程における主な指摘事項
【全体】総合評価
・解析コードの個別のモデルを試験研究で補完する等、着実に研究を進めている。
・たいへん複雑な事象を評価するものであるだけに、個々の事象の実験検証のシナリオを明確にすることが望まれる。
【研究開発項目１】炉心物質再配置に関する評価手法の開発
・レベル２全体解析を可能とするため不足していたツールを整備するという観点では、概ね順調に進捗している。
・MUTRANコードのモデル検証に十分な実験的知見が蓄積されていないように見受けられる。蓄積すべきデータの範囲を明確にし、またその検証の妥当性を検討しながら研究を進めてもらいたい。
【研究開発項目２】格納容器内事象に関する評価手法の開発
・ＦＰ放出挙動の評価を水試験のみで行うことについて、FPの移動について何に着目し何を評価すればよいかを明確にして評価してもらいたい。
・試験で得られたデータの評価にあたっては、実機スケールへの外挿及び適用条件を明確にして研究を進めてもらいたい。
【研究開発項目３】レベル2PSAのための技術的根拠の整備
・現時点で使えるツールを利用して、十分な解析が行なわれていると考えられる。
・レベル２PSAのための技術的根拠をどのようにつくっていくのか、しっかりした根拠をどこに収束していくのか等を常に意識しながら整備を行い、その結果を常に見直す姿勢が必要である。
９．中間評価結果
・本課題は高速炉の安全性評価技術において最もプライオリティの高い課題であり、順調に進められているので、ぜひ継続すべきである。
・常に年度別の成果をフィードバックし、重要なポイントをクリアしながら着実に研究を進めていってもらいたい。
10．総合評価
| ○ | a（継続すべき） |
| b（継続すべきだが、計画について調整の必要がある） | |
| c（継続すべきだが、計画の一部見直しの必要がある） | |
| d（継続するためには、計画の大幅な見直しの必要がある） | |
| e（継続すべきではない） |
