第９回「原子力プラントにおける火災や燃焼化学反応を伴う熱流動問題」研究専門委員会

平成15年10月14日(火)　　東京工業大学・北1号館1階会議室　出席者 　１８名

議事

（１）事故時のMOX粉末の挙動に係る調査・解析（JNES　土野氏）
　MOX燃料製造・加工施設を対象とした、火災および爆発想定時のMOX粉末挙動に関する調査および解析と評価に関する講演。本調査・解析はH14年度に開始し、H19年度まで実施される予定。発表では、現時点での成果：MOX粉末挙動に関する情報とデータ調査、事故時の挙動解析モデル調査と開発およびパラメータ計算、MOX粉末挙動解析コード調査結果を報告した。
　MOX粉末挙動に関する情報とデータ調査を通じ、ソースターム評価の米と欧での差異（決定論的／確率論的）、および、調査文献（US−SER＆CAR、NUREG＆DOE Handbook、各種研究報告）での各ソースターム項設定根拠とそれらの差異が判明した。事故挙動解析モデルの調査と開発およびパラメータ計算として、粉末再飛散モデル開発の概要と、グローブボックス内粉末挙動のAQUA-SFコードを用いた解析例を紹介した。爆発および臨界事故状態を扱えるコード調査を行い、飛散や付着挙動等の移行挙動すべてを扱える単一のMOX粉末挙動解析コードは無く、複数のコードを組み合わせて使用する必要があることが判明した。爆発事故でのエアロゾル挙動に対してはCELVA-1D／FACE-1D&2Dを、臨界事故でのエアロゾル挙動に対してはMELCORを選定した。

（２）原研におけるMOX燃料加工施設の確率論的安全評価に関する研究の現状（原研　吉田氏）
　MOX燃料加工施設を対象とした安全技術調査の一環として実施している確率論的安全評価についての講演。本件は経済産業省・特別会計事業として、H13年度に開始しており、H17年度までの実施を予定している。本発表では、核燃料サイクル施設の公開PSA実施事例、米国での規制動向、現在までのPSA実施手順の検討成果、今後PSA上考慮すべき現象について説明した。
　核燃料サイクル施設を対象としたPSA実施事例として公開されているものは数少ない。1970年代にEPRIが核燃料サイクル施設を対象としたリスク評価を実施している。MOX燃料加工施設については、地震、航空機落下、水素爆発、イオン交換樹脂の火災、湿式溶液槽の爆発、フィルター損傷、臨界事故を対象としている。また近年の米国・核燃料サイクル施設の規制動向として、連邦規制法典10 CFR Part70（性能要件＆統合安全解析の実施要求）の改訂があるが、それに基づくNRCからの規制と指導の概要、要求されている実施要件と性能要件（潜在リスク・シーケンス・影響の同定、管理方策の策定）の概要、「事故の影響」と「事故の頻度」定義について説明した。また原研では、MOX燃料加工施設のモデルプラントを対象にPSA実施手順の検討を実施しており、異常事象候補の抽出と選別、放射性物質の放出量・閉じ込め性能の簡易的な評価手法について紹介した。異常事象候補抽出では、まず推定被ばく量をもとに全工程（粉末調整、ペレット成型、燃料棒加工、燃料集合体組立）から重要工程を選出する。次に、マスターロジックダイアグラムの考え方に基づく事故シナリオと移行経路の同定、想定される異常事象の概略的なフォールトツリー解析、さらに火災や爆発による閉じ込め系の健全性評価を通じて、詳細評価を行う事象候補の選定を行った。PSA評価上の今後の課題としては、火災・爆発事象の実験的解明、グローブボックス・工程室・換気系内の詳細熱流動解析が挙げられる。

（３）「米国の原子力発電プラントで経験した火災事象の発生頻度」紹介（河合委員）
　表記文献から、報告書の概要、火災件数の推定、火災発生頻度の分析結果、火災事象の特性が紹介された。
　報告書は、1986-1999年の米国・原子力発電所での火災事象を分析評価し、その特性を明らかにしたもので、NRC運転データ分析評価局・1997年報告書に最新データを加筆し改定したものである。なお米国内全109プラント中、調査に参加していない41プラントに対しても、火災件数を推定した上で分析・評価を実施している。出力運転中・停止中の火災発生頻度としては、原子炉建屋、補助建屋、タービン建屋が大きく、停止中はこれら３つに格納容器が続く。分析により明らかになった特性は、1994年報告書時と比べ頻度は全区画で減少していること、近年は煙の広がりの激しい事例は見あたらず、特にケーブル処理室・バッテリー室の火災は1989年以降報告されていないこと、火災件数・頻度は停止中の方が多いこと、出力運転中の火災はほとんどの場合軽微なこと、などである。

次回委員会　12月２日

以上