シビアアクシデント評価研究グループ

シビアアクシデント評価研究グループ
－より科学的なシビアアクシデントの評価を目指して－
シビアアクシデント評価に関する研究
●シビアアクシデント時ソースターム評価手法及びシビアアクシデント
対策有効性評価手法の整備
不確かさ評価手法の
検討・適用
–軽水炉⇒THALES2/KICHEコード
–再処理施設⇒CELVA-1D/ARTコード
THALES2及びART
の改造・検証
●上記手法を用いたソースターム評価及び不確かさ評価
軽水炉及び再処理施設の
シビアアクシデント時FP移行挙動等に係わる実験
を通じた知見の取得とモデル化
MELCOR
参照
連携
KICHE
（格納容器内ヨウ素化学）
現在実施中の研究
フィード
バック
THALES2
THALES（熱水力及び炉心溶融進展）
+ ART（放射性物質移行挙動）
福島第一原子力
発電所事故の解析
不確かさを含めた
ソースターム
シビアアクシデント対策の有効性評価
公衆被ばく・環境影響評価
緊急時防護措置の最適化
安全目標・立地評価等
福島第一原子力発電所事故の分析・評価
連携 CELVA-1D
（熱流動）
－最近の研究活動の紹介－
再処理施設における蒸発乾固事故解析手法の整備
蒸発乾固事故の特徴
高レベル廃液貯槽
○沸騰により多量の水蒸気および硝酸蒸気の発生
○放射性物質の硝酸塩の脱硝反応によるNoxガスの発生
蒸気の凝縮
沸騰晩期
気相部
・凝集
・重力沈降
・熱泳動
貯槽内面
・Ruの凝縮
施設外への放射性物質の移行量評価のための主要なデータ
■沸騰界面の飛沫密度
■気相中のガス状Ruの化学変化
既存の解析モデルが適用可能な現象
・RuのNOX等との
化学反応
・ガス状物質のエア
ロゾル化
乾固段階
乾固物表面
・Ruの気化
揮発性ルテニウム化合物とNOxガスの反応
 廃液の沸騰により生じるRuO4とNOx (X=1, 2)の反応を検討
・RuのNOX等との化学反応
・Ruの凝縮／エアロゾル化
液面
・Ruの気化
液面
・飛沫生成
⇒貯槽を含めた施設内での熱流動状態および凝集、
沈着等のエアロゾルの移行挙動解析が必要
■貯槽を含めた施設内の熱流動条
■ガス状Ruの発生量
■Ruの凝縮液への移行
セル/建屋内
沸騰初期
実験結果に基づく解析モデルの整備が
必要な現象
高レベル廃液貯槽の沸騰事故で想定されるエアロゾル等の生成、移行沈着現象
(揮発性)
方法: 分子軌道法
構造最適化: UB3LYP法基底関数: LANL2DZ(Ru), aug-cc-pVDZ(others)
エネルギー評価: UM06法基底関数: LANL2TZ(Ru), aug-cc-pVTZ(others)
貯槽を含めた施設内の熱流動条件に係る解析
 反応経路の一例
160
実測値
計算値
●廃液の沸騰の模擬
系列2
廃液温度 [℃]
140
廃液の温度上昇をモル沸点上昇でモデ
ル化し、実廃液を用いた沸騰実験の模
擬により有効性を確認
60
0
10
20
30
40
50
60
70
時間 [hr]
廃液の温度変化
律速段階
19.3kcal/mol
●MELCORを用いた施設内での熱流動解析
HS00201
HS00302
CV062
FL562
機械室（仮名）
地下3階
HS05103 HS15103 HS25103 HS35103 HS45103 HS05303 HS05203
CV051
CV151
FL 035
FL451
CV251
CV351
CV451
CV053
CV052
FL005
CV041
HS04101
FL452
CV042
HS07172
3.0E+05
施設外
地下4階
地上2階
地上1階
地上1階
2.5E+05
地下1階
機械室
分岐セル（区画G）
分岐セル（区画F）
分岐セル（区画E）
分岐セル（区画D）
分岐セル（区画C）
分岐セル（区画B）
2.0E+05
1.5E+05
地下1階
1.0E+05
HS04103 HS14103 HS24103 HS34103 HS44103 HS04303 HS04203
HS04142
HS00301
3.5E+05
建屋内各区画での水量［kg］
地下2階
HS06203
放射性配管分岐セル
FL004
HS04101
地下1階
HS04202
廃液貯槽
CV003
廃ガス
処理セル
FL013
HS00202
HS00202
HS04102
CV002
貯槽セル
CV072
HS00303
HS06162
HS06102
HS06103
FL006
CV061
FL007
HS00302
HS07102
FL671
CV043
地上1階
HS07203
CV071
HS00204
Ru(OH)2(NO3)(ONO)
HS09202
CV082
HS08202
FL008
HS07202
CV081
FL781
FL781
地下4階
CV010
地上2階
HS06202
HS08182
HS08102
HS08203
HS07103
RuO(NO3)(ONO)(H2O)
FL782
FL561 FL672
FL010
CV092
CV010
HS08103
RuO(NO3)(ONO)
FL892
FL009
HS05202
HS09192
HS09102
CV091
FL891
4.0E+05
建屋外
HS09203
HS09103
RuO2(NO3)
100
80
length: angstrom
RuO3(ONO)
120
分岐セル（区画A）
廃ガス処理セル
貯槽
貯　槽
機械室（仮名）
地下4階
5.0E+04
HS04201
分岐セル
HS*****
CV***
熱構造体
体積要素
FL***
施設全体のボリューム分割
RuNO(OH)2(NO3)(ONO)
RuNO(OH)(NO3)(ONO)(HONO 2) RuNO(OH)(NO3)(HONO)(ONO 2)
RuNO(OH)(NO3)2
 最終的にニトロシルルテニウム化合物(6H2O)を生じる
 律速段階の障壁は低く、沸騰蒸気の温度で十分進行し得る
0.0E+00
ジャンクション
閉止中
0
1
2
3
4
5
6
7
8
時間［日］（冷却機能喪失後)
9
10
11
建屋各区画内の凝縮水及び施設外へ放出される蒸気
貯槽で発生した蒸気は施設内の他の区画で凝縮し施設外
へはほとんど漏れない
ソースタームの不確かさ評価
ソースタームを含めたシビアアクシデントの評価と不確かさ
●シビアアクシデント時に生じる炉心溶融進展挙動及び放射性物質の移行・放出挙動には多様な現象が関与
●複雑な現象に対する理解不足等に起因してシビアアクシデントの評価には一般的に大きな不確かさが存在
●シビアアクシデントの評価においては、不確かさを把握し、必要に応じて不確かさの低減を図ることが不可欠
アウトプットの反映先を考慮して優先度の高い課題を選定し、
効果的・効率的にその解決を目指すことが重要
手段の一つ
不確かさ評価とは
パラメータを変化させた
繰り返し計算
パラメータ 1
パラメータ 2
・
・・
ソースターム
解析コード
不確かさの伝播
パラメータ N
出力の
（累積）確率分布
例えばヨウ素やセシウムの
環境放出量
入力パラメータの確率分布
不確かさ評価により平均値（中央値）や不確かさの幅、
出力の不確かさに大きな影響を及ぼす因子の把握が可能
シビアアクシデント総合解析コードMELCOR(Ver.1.8.5)を使用した不確かさ解析
□専門家判断や定性的スクリーニング手法の利用により不確かさ解析に組み込むパラメータを選定
□選定したパラメータの不確かさ分布形や値の取り得る幅の検討
□パラメータ間の相関を考慮
□福島第一原子力発電所2号機の事故を例に解析（放射性物質のプールスクラビングによる除去効
果を不確かさ解析の枠組みに取り入れるため圧力抑制室（S/C)気相部の破損を仮定）
⇒入力と出力の関係に係わる統計的な検討に基づいて、環境に放出されるヨウ素やセシウムの量等
に大きな影響を及ぼし得る因子を把握
ヨウ素及びセシウムの環境放出
不確かさ分布
1.0
FTHERM
S/C気相部
破損を仮定
累積確率密度 (-)
0.8
FUOZR
パラメータの相関係数
Cs (CsOH)
C7155_5
FLPUP
TURBDS
スクラビング
C7153_3
C7156_8
0.6
DELDIF
TNSMAX
C7152_1
0.4
HFRZZR
TZXMX
S/C気相部
破損を仮定
C7155_1
0.2
TPFAIL
Cs (CsOH)
CsI
中央値
0
C7111_1
被覆管や燃料の
破損・崩壊
Pearson
PCC
SRC
STICK
TRDFAI
0
0.01
0.02
0.03
0.04
0.05
初期インベントリに対する割合 (-)
-0.4
-0.2
0
0.2
相関係数 (-)
0.4
平成 25 年度安全研究センター成果報告会
(独)日本原子力研究開発機構安全研究センター
より科学的なシビアアクシデントの評価を目指して
日本原子力研究開発機構安全研究センターシビアアクシデント評価研究グループ
本研究グループは、シビアアクシデントを考慮した新たな安全規制を技術的に支援することを
主な目的として、軽水炉や再処理施設のシビアアクシデント時におけるソースタームを評価する
ための手法の整備及びそれらを用いた解析・評価を中心に研究を進めています。これらの研究か
ら得られる様々な知見は、確率論的リスク評価（PRA）やシビアアクシデント対策の有効性評価、
福島第一原子力発電所事故の分析・評価に直接活用できるとともに、公衆被ばく・環境影響評価、
緊急時防護措置の最適化等に対する入力情報として役立てることができます。
シビアアクシデントの進展やソースタームを評価するためには、シビアアクシデント時に生じ
る様々な現象、機器の作動や運転員の操作等を考慮できるシビアアクシデント総合解析コードが
不可欠です。そのため、原子力機構では、シビアアクシデント総合解析コード THALES2 を整備
しています。現在は、THALES2 コードや別途開発した格納容器内ヨウ素化学詳細解析コード
KICHE、米国のシビアアクシデント総合解析コード MELCOR を用いた福島第一原子力発電所事
故のソースターム解析、最新の知見を用いた THALES2 コードの改造やシビアアクシデント対策
に係わるモデルの導入を行なっています。合わせて、水素燃焼や受動的水素再結合器（PAR）の
効果に関する解析的な検討を進めています。
再処理施設においても、新たな規制では、原子炉と同様にシビアアクシデントを考慮すること
が求められています。想定されるシビアアクシデントの一つとして、高レベル放射性廃液貯槽に
おける冷却機能喪失事故（蒸発乾固事故）に着目し、この事故により気相中に放出される放射性
物質（主にルテニウム）の移行や化学的挙動をモデル化し、環境への放出量を評価するための解
析コードの開発を進めています。
ここでは、最近の成果から以下の 2 つの研究成果をご紹介します。
1.
蒸発乾固事故の解析手法の整備
蒸発乾固事故では、沸騰により大量の水蒸気および硝酸蒸気が発生し、さらに沸騰が進むと廃
液は乾固し、放射性物質の硝酸塩の脱硝反応が起こり、NO X ガスが発生します。これらの気体が
貯槽から施設内のセル等に流出し、放射性物質も主にエアロゾルの形態で、搬送気体の移動によ
って施設内を移動し施設外へ移行すると考えられます。事故影響を評価する上では、貯槽を含め
た施設内での熱流動状態および凝集、沈着等のエアロゾルの移行挙動を解析する必要があります。
蒸発乾固事故での放射性物質の再処理廃液から気相への移行メカニズムとしては、沸騰の初期
段階では、沸騰により発生した気泡が液面から離脱することによって生成される飛沫のうち比較
的小さい粒径の放射性物質を含む液滴がエアロゾルとして気相へ移行します。さらに沸騰が進み
溶液が乾固に至る沸騰晩期の過程では Ru 等の揮発性核種が大量に揮発し始めます。このような
現象での放射性物質の移行量評価では、放射性物質の気相への移行量、移行量を左右する沸騰中
の廃液の温度、硝酸濃度、気相中の移動の媒体である水および硝酸の蒸気量、移行途中での化学
変化、蒸気の凝縮等による移行量の減少割合が重要なパラメータとなります。
再処理廃液は、多様な核分裂生成物の硝酸塩が溶解した硝酸水溶液です。このような廃液の沸
騰時の温度挙動を、モル沸点上昇でモデル化することを試みました。モデルの有効性を確認する
ため、実廃液を用いた沸騰実験の温度挙動を模擬しました。計算結果と温度の実測値の一致は良
好であることからモデルの有効性が確認できました。
貯槽で発生した蒸気は、排ガス処理系の封水系を逆流し、セル内に漏洩し換気系を通って施設
1
平成 25 年度安全研究センター成果報告会
(独)日本原子力研究開発機構安全研究センター
内の他の区画に移行し、コンクリート壁面で凝縮すると推察されます。そこで、原子炉のシビア
アクシデント総合解析コード MELCOR を用いて再処理施設内のエアロゾル移行を含む熱流動の
解析を試み、再処理施設への適用可能性を検討しました。解析では、MELCOR コードの制御関
数機能及び複数の状態入力ボリュームで貯槽をモデル化し再処理廃液の沸騰の特徴である 100℃
より高い温度での沸騰、硝酸蒸気、NO X ガスの発生などを模擬し、MELCOR を用いて再処理施
設での再処理廃液の沸騰事象を模擬できることを確認しました。また、この解析から、貯槽から
流出する蒸気は、各区画の空間容積とコンクリート壁面の広さに応じて蒸気の凝縮が促進され、
各領域に停留し、沸騰乾固後に発生する NOX ガスと凝縮水の再蒸発による気体の発生で蒸気の極
一部が施設外へ流出するという結果が得られました。
沸騰晩期で発生するガス状 Ru 化合物の硝酸蒸気、あるいは NO X ガス雰囲気での化学変化につ
いては、実験的な難しさからほとんど知見が得られていません。Ru の施設内の移行を定量するた
めに、そのメカニズムを解明する必要があります。そこで、第一原理分子軌道法を用いてガス状
の Ru (RuO 4)と水蒸気を含む NOX ガスの反応を検討しました。ポスターに示した経路では、3 分
子の NO と 1 分子の NO2, 一つの水分子と反応して Ru(NO)化合物が生成されます。最も高い活
性障壁を持つステップ(律速段階)は TS1-2 で、そのエネルギーは 19.3kcal/mol です。これは、一連
の反応が沸騰蒸気の温度で進行し得ることを示しています。本解析から得られた結果は、発生し
た RuO 4 の一部が水溶性の Ru(NO)化合物へ変換され、移行量の減少に寄与することを示唆して
います。
2.
ソースタームの不確かさ評価研究
シビアアクシデント時には、崩壊熱や被覆管等の酸化により発生する熱を主要な熱源として炉
心の損傷・溶融が進展します。この過程において、放射性物質を閉じ込めている多重の物理的な障壁
が機能を喪失し、その程度に応じて、放射性物質が原子炉冷却系内、格納容器内、原子炉建屋内ある
いは環境中に移行・拡散することになります。シビアアクシデント時に生じる種々の現象は非常に複
雑です。そのため、シビアアクシデントの評価には、現象の理解が不十分なこと等に起因して、
一般的に大きな不確さが含まれています。シビアアクシデントの評価においては、不確かさを把
握し、必要に応じて不確かさの低減を図ることが重要となります。このような背景から、本研究
グループでは、ソースタームの不確かさ解析に着手しました。
不確かさ解析を行うことにより、解析コードに組み込まれているモデルや境界条件に係わる入
力パラメータ等の有する不確かさがアウトプット（ここではソースターム）に及ぼす影響を定量
的に評価することができます。具体的には、アウトプットの不確かさの幅やその平均値・中央値
等が得られます。同時に、入力パラメータとアウトプットの関係に係わる統計的な検討から得られる
情報は、アウトプットの不確かさに大きな影響を及ぼし得る因子を同定する一助となります。
本研究では、MELCOR コード（ver.1.8.5）を用い、福島第一発電所 2 号機の事故を例に取って
不確かさ解析を行いました。この不確かさ解析は、大きく分けると 3 つのステップから構成され
ます。最初のステップでは、専門家の工学的な判断や定性的スクリーニング手法を用いて不確か
さ解析に組み込むパラメータを選定しました。次のステップにおいては、選定したパラメータが
取り得る値の確率分布形やその幅（パラメータの有する不確かさ）とともに、パラメータ間の相
関についての検討を行いました。最終ステップでは、第 2 ステップの検討に基づいて作成した多
数の入力データ（170 ケース）を用いて解析を行いました。その結果、環境に放出されるヨウ素
（CsI を仮定）やセシウム（CsOH を仮定）の量等に係わる不確かさの特性と合わせて、不確かさ
に大きな影響を及ぼし得る因子を同定することができました。
2

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