シビアアクシデント（レベル2PRAを含む）

概要

シビアアクシデントが発生し、炉心が著しく損傷した後の事象進展では、高温溶融物と冷却材（水）の相互作用や水素挙動さらには放射性物質の放出や移行など、複雑な物理化学現象が想定されます。事故の発生を防止し、進展を食い止めるための対策の有効性を適切に評価するためにも、これらの物理化学現象のメカニズムを明らかにし、現象を精度良く評価するための研究を行っています。具体的には、物理化学現象に関する情報収集や分析、実験、解析手法の整備等から得られた技術的な知見を蓄積しています。さらに、規制活動にリスク情報を活用するために、格納容器の外側に放射性物質が放出された後のリスクを評価するための研究も行っています。

安全研究プロジェクト

実施中のプロジェクト

終了したプロジェクト

軽水炉の重大事故時における不確実さの大きな物理化学現象に係る解析コードの開発（平成29年度～令和4年度）
軽水炉の重大事故における格納容器機能喪失及び確率論的リスク評価に係る解析手法の整備（平成29年度～令和4年度）
軽水炉の重大事故の重要物理化学現象に係る実験（平成27年度～令和元年度）【PDF：11MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
重大事故の事故シーケンスグループに係る事故進展解析（平成29年度～令和元年度）【PDF：5MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
被ばく評価手法の高度化研究（平成18年度～平成28年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：24MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
軽水炉の国産シビアアクシデント解析コードの開発（平成24年度～平成28年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：2MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
軽水炉の重大事故に係る知見の整備（平成22年度～平成28年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：3MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
シビアアクシデントの事故シナリオに係る知見の整備（平成25年度～平成27年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：1MB】
（事後評価調査票へのリンク（13～22ページ））
アクシデントマネジメントの知識ベース整備（平成15年度～平成26年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：4MB】
（事後評価調査票へのリンク（22～31ページ））
シビアアクシデント晩期の格納容器閉じ込め機能の維持に関する研究（平成17年度～平成26年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：4MB】
（事後評価調査票へのリンク（32～41ページ））

研究成果

NRA技術報告

NRA技術ノート

なし

学術論文

Kikuchi, W., Hotta, A., Adachi, N., Ito, K., Yugo, H., “Analysis of ex-vessel debris bed formation of multi-material and multiphase composition based on coupled system of MELCOR2 and THERMOS–JBREAK/MSPREAD”, Nuclear Engineering and Design, Vol. 414, 112569, 2023. doi:10.1016/j.nucengdes.2023.112569
Villanueva W., Hoseyni S. M., Bechta S., Hotta, A., “Experimental investigation of melt infiltration and solidification in a pre-heated particle bed”, Physics of Fluids, Vol. 34, Issue 12, 123326, 2022.
Hotta, A., Hadachi, H., Kikuchi, W., Shimizu, M., “Development of a horizontal two-dimensional melt spread analysis code, THERMOS-MSPREAD Part-2: Special models and validations based on dry spreading experiments using molten oxide mixtures and prototype corium”, Nuclear Engineering and Design, Vol. 387, 111598, 2022.
Hotta, A., Hadachi, H., Kikuchi, W., Shimizu, M., “Development of a horizontal two-dimensional melt spread analysis code, THERMOS-MSPREAD Part-1: Spreading models, numerical solution methods and verifications”, Nuclear Engineering and Design, Vol. 386, 111523, 2022.
Morita, A., Hotta, A., Yamazaki, N., “Algorithms of three-dimensional concrete ablation front tracking （CAFT） and crust growth”, Annals of Nuclear Energy, Vol. 158, 108297, 2021.
Niisoe, T., “An iterative application of the Green’s function approach to estimate the time variation in 137Cs release to the atmosphere from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station”, Atmospheric Environment, Vol. 254, 118380, 2021.
Hoseyni, S.M., Konovalenko, A., Thakre, S., Villanueva, W., Komlev, A., Bechta, S., Sköld, P., Akiba, M., Hotta, A., “Metallic melt infiltration in preheated debris bed and the effect of solidification”, Nuclear Engineering and Design, Vol. 379, 111229, 2021.
Hotta, A., Akiba, M., Morita, A., Konovalenko, A., Villanueva, W., Bechta, S., Komlev, A., Thakre, S., Hoseyni, SM., Sköld, P., Matsumoto, T., Sugiyama, T., Buck, M., "Experimental and Analytical Investigation of Formation and Cooling Phenomena in High Temperature Debris Bed", Journal of Nuclear Science and Technology, Vol.57, No.4, pp.353-369, 2020.
秋葉美幸、堀田亮年、阿部豊、孫昊旻、「粒子状放射性物質のプールスクラビングに関する実験的研究」、日本原子力学会和文誌、19巻、1号、pp.1-15、令和2年

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

会議プロシーディング（査読付き）

Bentaib, A., Bleyer, A., Studer, E., Kudriakov, S., Nishimura, T., Motegi, K., Dolganov, K.S., “OECD/NEA-ARC-F project: Unit1 and Unit3 Hydrogen explosion analysis -- Lessons learned and perspectives”, 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, 2023.
Kikuchi, W., Hotta, A., “Extension of molten jet breakup evaluation code JBREAK by improving droplet agglomeration model and validation based on DEFOR-A test”, Proceedings of the RCCS-2021-OECD/NEA Specialist Workshop on Reactor core and containment cooling systems – long term management and reliability, 2021.
Hotta, A., Akiba, M., Doi, Y., Morita, A., “Extension of Debris Bed Cooling Evaluation Code DPCOOL for Evaluating Uncertainties in Long-term Debris Coolability”, Proceedings of the RCCS-2021-OECD/NEA Specialist Workshop on Reactor core and containment cooling systems – long term management and reliability, 2021.
Kojo, R., Hotta, A., “Analytical Approach of Local and Bulk & Measured Temperatures under High Temperature Accident Sequences of BWRs”, Proceedings of OECD/NEA SAMMI-2020 Specialist Workshop, online, 2020.