(57)【要約】【課題】緊急事態発生時に、速やかに事故状況を予測することが可能な原子炉リスク管理装置、原子炉リスク管理方法、及び原子炉リスク管理プログラムを提供する。【解決手段】本発明に係る原子炉リスク管理装置２００は、スクラム発生時刻と、事故シナリオと、原子炉注水停止時刻と、原子炉注水停止時水位と、原子炉圧力容器急速減圧時刻と、原子炉圧力容器急速減圧弁数と、ペデスタル注水の有無とを含む入力パラメータを入力する入力部２１０と、事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データを記憶する記憶部２５０と、入力パラメータに基づいて事故フェーズに合致する状態予測元データを選択し、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量を予測する制御部２３０とを備えることを特徴とする。【選択図】図１０
2018136226.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
スクラム発生時刻と、
事故シナリオと、
原子炉注水停止時刻と、
原子炉注水停止時水位と、
原子炉圧力容器急速減圧時刻と、
原子炉圧力容器急速減圧弁数と、
ペデスタル注水の有無と
を含む入力パラメータを入力する入力部と、
前記入力パラメータよりも多い事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データを記憶する記憶部と、
前記入力パラメータに基づいて、前記事前計算用パラメータに基づく複数の状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択し、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測する制御部と
を備える原子炉リスク管理装置。
【請求項２】
前記制御部は、原子炉圧力容器破損のタイミング、及び原子炉格納容器圧力の少なくとも１つの実測値に基づいて、予測データを補正する、請求項１に記載の原子炉リスク管理装置。
【請求項３】
前記制御部は、前記選択された状態予測元データに基づいて、原子炉格納容器圧力が所定の値に到達するまでの時間を予測する、請求項１又は２に記載の原子炉リスク管理装置。
【請求項４】
前記入力パラメータは、更に、原子炉圧力容器破損後の原子炉注水の有無、原子炉格納容器へのスプレイの有無、放射性物質の環境放出経路、フィルタベントの有無、及びｐＨ制御の有無のうちの少なくとも１つを含む、請求項１乃至３のいずれか一項に記載の原子炉リスク管理装置。
【請求項５】
前記制御部は、原子炉への冷却水の注水が停止した後は、注水が継続して停止しているものとして原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測する、請求項１乃至４のいずれか一項に記載の原子炉リスク管理装置。
【請求項６】
前記制御部は、原子炉への冷却水の注水が停止した後のペデスタル注水、原子炉注水、及びドライウェルスプレイを考慮して放射性物質の環境放出量を予測する、請求項１乃至５のいずれか一項に記載の原子炉リスク管理装置。
【請求項７】
入力部により、
スクラム発生時刻と、
事故シナリオと、
原子炉注水停止時刻と、
原子炉注水停止時水位と、
原子炉圧力容器急速減圧時刻と、
原子炉圧力容器急速減圧弁数と、
ペデスタル注水の有無と
を含む入力パラメータを入力するステップと、
記憶部により、前記入力パラメータよりも多い事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データを記憶するステップと、
制御部により、前記入力パラメータに基づいて、前記事前計算用パラメータに基づく複数の状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択するステップと、
前記制御部により、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測するステップと
を含む原子炉リスク管理方法。
【請求項８】
コンピュータに、
スクラム発生時刻と、
事故シナリオと、
原子炉注水停止時刻と、
原子炉注水停止時水位と、
原子炉圧力容器急速減圧時刻と、
原子炉圧力容器急速減圧弁数と、
ペデスタル注水の有無と
を含む入力パラメータを入力する手順と、
前記入力パラメータよりも多い事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データを記憶する手順と、
前記入力パラメータに基づいて、前記事前計算用パラメータに基づく複数の状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択する手順と、
選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測する手順と
を実行させる原子炉リスク管理プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、例えば原子力発電所等の原子炉を有する設備において、大規模地震等の緊急事態発生時に、速やかに事故状況を予測することが可能な原子炉リスク管理装置、原子炉リスク管理方法、及び原子炉リスク管理プログラムに関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所では、原子炉内において放射性物質を核分裂させ、その際に発生する熱エネルギーで蒸気タービンを回転させて発電を行っている。この核分裂反応は、膨大な熱エネルギーの発生を伴うため、原子炉に常に水を供給することで冷却を継続して行い、原子炉及び格納容器の温度・圧力を制御する必要がある。ところが、近年発生した東日本大震災のような大規模地震等によって除熱機能を喪失してしまうと、格納容器圧力が上昇することが想定される。そして、原子炉格納容器内の圧力が許容値を超えそうな場合には格納容器ベント（放射性物質を含む気体の一部を外部に排出して圧力を下げる緊急措置）を実施して圧力を下げることになるが、格納容器ベントの時刻推定、及びその際に放射性物質がどの程度放出されるかを予測して、適切なタイミングで情報発信を行う必要がある。
【０００３】
例えば特許文献１には、原子力施設の各部から収集した伝送データと、該伝送データと所定の計算モデルを用いてプラントで計測されない非検出値を推定し、伝送データ及び非検出値によって初期設定された解析コードを用いてリアルタイムにプラント状態をトラッキングしながらシミュレーションを行う、原子力緊急事態計算システム及びプログラムが開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２００７−  １０３７５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
しかし、特許文献１の原子力緊急事態計算システム及びプログラムにおいては、原子力施設から収集した伝送データを基にＭＡＡＰ（Modular Accident Analysis Program）コード初期化用データを更新してから、ＭＡＡＰコードによる精緻な計算を行う。ＭＡＡＰコードとは、軽水炉のシビアアクシデント時の原子炉圧力容器、原子炉格納容器及び原子炉建屋内の熱水力／核分裂生成物（FP: Fission Products）の放出・移行挙動を同時に一貫して解析することができる解析プログラムである。そして、ＭＡＡＰコードを用いて原子炉内状態予測データを得るためには、多数のパラメータを設定する必要がある。また、事態の進展を予測するために計算時間を必要とするため、緊急事態発生時に速やかに事故状況を予測することが困難となる状況が想定される。
【０００６】
本発明は、このような問題点を解決することを課題とするものであり、その目的は、緊急事態発生時に、速やかに事故状況を予測することが可能な原子炉リスク管理装置、原子炉リスク管理方法、及び原子炉リスク管理プログラムを提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明は、
スクラム発生時刻と、
事故シナリオと、
原子炉注水停止時刻と、
原子炉注水停止時水位と、
原子炉圧力容器急速減圧時刻と、
原子炉圧力容器急速減圧弁数と、
ペデスタル注水の有無と
を含む入力パラメータを入力する入力部と、
前記入力パラメータよりも多い事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データを記憶する記憶部と、
前記入力パラメータに基づいて、前記事前計算用パラメータに基づく複数の状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択し、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測する制御部と
を備える原子炉リスク管理装置である。
【０００８】
また、前記制御部は、原子炉圧力容器破損のタイミング、及び原子炉格納容器圧力の少なくとも１つの実測値に基づいて、予測データを補正することが好ましい。
【０００９】
また、前記制御部は、前記選択された状態予測元データに基づいて、原子炉格納容器圧力が所定の値に到達するまでの時間を予測することが好ましい。
【００１０】
また、前記入力パラメータは、更に、原子炉圧力容器破損後の原子炉注水の有無、原子炉格納容器へのスプレイの有無、放射性物質の環境放出経路、フィルタベントの有無、及びｐＨ制御の有無のうちの少なくとも１つを含むことが好ましい。
【００１１】
また、前記制御部は、原子炉への冷却水の注水が停止した後は、注水が継続して停止しているものとして原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測することが好ましい。
【００１２】
また、前記制御部は、原子炉への冷却水の注水が停止した後のペデスタル注水、原子炉注水、及びドライウェルスプレイを考慮して放射性物質の環境放出量を予測することが好ましい。
【００１３】
また、本発明は、
入力部により、
スクラム発生時刻と、
事故シナリオと、
原子炉注水停止時刻と、
原子炉注水停止時水位と、
原子炉圧力容器急速減圧時刻と、
原子炉圧力容器急速減圧弁数と、
ペデスタル注水の有無と
を含む入力パラメータを入力するステップと、
記憶部により、前記入力パラメータよりも多い事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データを記憶するステップと、
制御部により、前記入力パラメータに基づいて、前記事前計算用パラメータに基づく複数の状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択するステップと、
前記制御部により、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測するステップと
を含む原子炉リスク管理方法である。
【００１４】
また、本発明は、
コンピュータに、
スクラム発生時刻と、
事故シナリオと、
原子炉注水停止時刻と、
原子炉注水停止時水位と、
原子炉圧力容器急速減圧時刻と、
原子炉圧力容器急速減圧弁数と、
ペデスタル注水の有無と
を含む入力パラメータを入力する手順と、
前記入力パラメータよりも多い事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データを記憶する手順と、
前記入力パラメータに基づいて、前記事前計算用パラメータに基づく複数の状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択する手順と、
選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測する手順と
を実行させる原子炉リスク管理プログラムである。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、緊急事態発生時に、速やかに事故状況を予測することが可能な原子炉リスク管理装置、原子炉リスク管理方法、及び原子炉リスク管理プログラムを提供することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置による予測対象である、原子炉システムの構成の一例（沸騰水型軽水炉）を示すブロック図である。
【図２】本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置の構成を示すブロック図である。
【図３】入力パラメータの入力画面の一例を示す図である。
【図４】（ａ）は、事前計算用パラメータに基づく状態予測元データ（炉心内水位）の例であり、（ｂ）は、事前計算用パラメータに基づく状態予測元データ（水素発生量）の例である。
【図５】（ａ）〜（ｄ）は、事故フェーズごとの、事前計算用パラメータに基づく状態予測元データ（ＰＣＶ圧力）の例である。
【図６】複数の事前計算用パラメータに基づく状態予測元データから、各事故フェーズに合致した状態予測元データを選択し生成された、注水開始からＲＰＶ破損後までのＰＣＶ圧力予測データを示す図である。
【図７】本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置による予測結果の出力画面（予測結果一覧）の一例を示す図である。
【図８】（ａ）〜（ｃ）は、本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置による予測と、ＭＡＡＰコードを用いた予測との比較結果を示す図である。
【図９】（ａ），（ｂ）は、本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置による予測結果の出力画面（予測結果別）の例を示す図である。
【図１０】本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置の動作フローを示すフローチャートである。
【図１１】状態予測元データが、事故フェーズ毎に異なるデータ数で近似されている状態を示す図である。
【図１２】本発明の第２実施形態に係る原子炉リスク管理装置による予測対象である、原子炉システムの構成の一例（加圧水型軽水炉）を示すブロック図である。
【発明を実施するための形態】
【００１７】
以下、図面を参照して、本発明をより具体的に説明する。
【００１８】
（第１実施形態）
図１は、本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置２００による予測対象である、原子炉システム１００の構成の一例を示すブロック図である。なお、本実施形態では、原子炉システム１００は、沸騰水型軽水炉（BWR: Boiling Water Reactor）を例として説明するが、改良型沸騰水型軽水炉（ABWR: Advanced Boiling Water Reactor）又は加圧水型軽水炉（PWR: Pressurized Water Reactor）等、他の型の原子炉であってもよい。放射性物質である燃料と炉心３を備えた原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１を取り囲み、冷却材喪失時等に外部への放射性物質の放出を抑制する原子炉格納容器２０と、原子炉格納容器２０を取り囲む原子炉建屋４０とを備えている。また、図１には、原子炉圧力容器１内に冷却材である軽水を供給する給水ポンプ５、及び原子炉格納容器２０内の放射性物質をフィルタ除去してベントを実行させるためのフィルタベント部３０を併せて示している。
【００１９】
原子炉圧力容器１（RPV: Reactor Pressure Vessel）は、燃料である濃縮ウラン、及び炉心３を内部に備えている。原子炉圧力容器１は、鋼鉄製の構造物であり、放射性物質からの放射線が外部に漏洩しないような厚みを有している。また、原子炉圧力容器１には、図１に示すように、給水ポンプ５から供給される冷却材である軽水を内部に流通させるために、給水路５ａ及び蒸気供給路７ａが連結されている。給水路５ａを経由して供給された冷却材は、炉心３の熱を受け取って高温の蒸気となった後、蒸気供給路７ａ及び調圧弁７を経由して図示しない蒸気タービンに送られ、蒸気タービンを回転させることにより発電を行う。
【００２０】
原子炉格納容器２０（PCV: Primary Containment Vessel）は、冷却材喪失時等に原子炉圧力容器１から漏出した放射性物質が外部に漏洩しないようにバリアとしての役割を有する。原子炉格納容器２０は、図１に示すように、上述の原子炉圧力容器１と、原子炉格納容器２０の底部左右に１箇所ずつ配置されるサプレッションプール２２とを備える。また、上述の蒸気供給路７ａから分岐し、主蒸気逃がし弁９経由で冷却材をサプレッションプール２２へと導く逃がし流路９ａが配設されている。
【００２１】
サプレッションプール２２は、内部に水を有し、原子炉圧力容器１から逃がし流路９ａ経由で放出された蒸気を水で凝縮して圧力上昇を抑制する機能を有する。また、サプレッションプール２２は、原子炉圧力容器１から漏出して原子炉格納容器２０内に拡がった放射性物質を含む蒸気を同様に水で凝縮することによって原子炉格納容器２０内の圧力上昇を抑制している。なお、サプレッションプール２２は、導入された蒸気の圧力を抑制するのみならず、蒸気に含まれる放射性物質を除去する役割を果たす。すなわち、本実施形態では、原子炉格納容器２０内の蒸気をサプレッションプール２２内の水に通すことにより、蒸気に含まれる放射性物質を除去することができる。
【００２２】
サプレッションプール２２内で水に通すことにより圧力を下げられた蒸気は、図１に示すように、排出路２２ａを経由してフィルタベント部３０に導入される。フィルタベント部３０内の水に通された蒸気は、更に放射性物質が除去された後、大気開放路３０ａから外部に放出される。また排出路２２ａから分岐する大気開放路２２ｂから直接外部に放出することもできる。
【００２３】
次に、原子炉リスク管理装置２００について説明する。図２は、本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置２００の構成を示すブロック図である。原子炉リスク管理装置２００は、使用者が入力パラメータを入力する入力部２１０と、後述する事前計算用パラメータに基づいてＭＡＡＰ（Modular Accident Analysis Program）コードを用いて計算された状態予測元データを記憶する記憶部２５０と、入力パラメータ等に基づいて記憶部２５０内の状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択して原子炉格納容器圧力等の予測を行う制御部２３０と、予測結果を出力する出力部２９０とを備えている。
【００２４】
制御部２３０による動作は、例えばマイクロコンピュータ又はＰＣ（Personal Computer）に搭載されたＣＰＵ（Central Processing Unit）によりプログラムを実行させることにより構成することができる。また、制御部２３０による動作は、ハードウエアにより実現してもよい。
【００２５】
記憶部２５０は、例えば制御部２３０を構成するマイクロコンピュータ内に設けられたＩＣ（Integrated Circuit）メモリ等をＣＰＵ(Central Processing Unit)によって制御することにより実現することができる。
【００２６】
また、記憶部２５０は、例えばＰＣに接続される記録再生装置と、当該記録再生装置が記録再生可能な記憶媒体とから構成されていてもよい。記憶媒体としては、例えばＩＣメモリ、ＨＤＤ（登録商標）（Hard Disc Drive）、ＣＤ（Compact Disc）、ＤＶＤ（登録商標）（Digital Versatile Disc）、またはＢＤ（Blu-ray（登録商標） Disc）などを用いることができる。この場合、記憶部２５０は、ＰＣに搭載されたＣＰＵ等によって制御するように構成することができる。
【００２７】
使用者は、本実施形態の原子炉リスク管理装置２００による原子炉内の状態予測を行うため、入力部２１０から入力パラメータの入力を行う。この入力パラメータの入力は、例えば使用者が、ディスプレイに表示された入力ＧＵＩ（図３参照）上からキーボード等により入力することができる。また、制御部２３０が記憶部２５０から入力パラメータを読み出すように構成してもよい。更に、原子炉リスク管理装置２００の制御部２３０が通信部２７０を介して原子炉システム１００の図示しない原子炉制御部と通信を行い、入力パラメータを原子炉システム１００から取得するように構成されていてもよい。なお、原子炉リスク管理装置２００は、原子炉システム１００内に組み込まれていてもよい。
【００２８】
本実施形態においては、表１に示すように１２個の入力パラメータを用いている。各入力パラメータの概要は表１に記載した通りである。
【００２９】
【表１】
2018136226.tif 000003
【００３０】
以下、各入力パラメータについて説明する。
【００３１】
スクラム時刻は、スクラム、すなわち燃料棒の隙間に中性子を吸収する吸収棒を挿入することによって核分裂反応が緊急停止状態となった時刻をいう。この時点から炉心３では、熱源として核分裂生成物の崩壊によって発生する崩壊熱、及び化学反応熱を考慮すればよく、このスクラム時刻は崩壊熱評価開始の起点とするための入力パラメータである。
【００３２】
事故シナリオは、冷却材喪失事故（LOCA: Loss of Coolant Accident）の発生の有無を選択する入力パラメータである。冷却材喪失事故とは、原子炉の配管等が破損して冷却材が流出する事故をいう。冷却材喪失事故の有無により原子炉格納容器の圧力上昇挙動が大きく異なるため、入力パラメータとしている。
【００３３】
原子炉注水停止時刻及び水源は、原子炉圧力容器１への冷却材の供給が停止した時刻、及び冷却材の水源である。冷却材の供給停止によって、原子炉圧力容器内の冷却材の水位が低下し、炉心露出の要因となる。そこで、冷却材の供給が停止した時刻を入力パラメータとすることによって原子炉圧力容器内の冷却材の水位の低下が予測できるようにしている。また、原子炉注水の水源については、原子炉格納容器２０内のサプレッションプール２２と原子炉格納容器２０外の外部水源とが想定されるが、以下の理由によりどちらの水源を用いるかでＰＣＶ圧力等に影響を与えるため入力パラメータとしている。すなわち、原子炉格納容器２０内の水源を利用する場合、崩壊熱によりサプレッションプール２２の昇温速度が外部水源の場合に比べて速くなる。サプレッションプール２２の温度が上昇すると、蒸気圧が上昇することによりＰＣＶ圧力も増大することになる。また、原子炉圧力容器１に注水される水の温度も高くなっていく。一方、外部水源を利用する場合は、注水温度が時間の経過と共に上昇することは無く、サプレッションプール２２の温度上昇速度が遅くなるが、一方でサプレッションプール水位は上昇することとなる。また、、原子炉注水停止時水位については、原子炉注水停止時刻から炉心露出までの時間余裕に影響するため入力パラメータとしている。
【００３４】
ＲＰＶ急速減圧時刻は、原子炉への冷却材の供給が停止した場合等に原子炉圧力容器１内の蒸気を原子炉格納容器２０内に放出した時刻である。原子炉圧力容器１を緊急減圧すると原子炉圧力容器１内の水位低下評価に大きく影響を与えるため、入力パラメータとしている。なお、ＲＰＶ急速減圧は、図１において、原子炉圧力容器１内の蒸気を、蒸気供給路７ａ、主蒸気逃がし弁９、及び逃がし流路９ａ経由でサプレッションプール２２内に逃がすことをいう。
【００３５】
ＲＰＶ急速減圧弁数は、原子炉圧力容器１内の蒸気を原子炉格納容器２０内に放出する際に開放する、図１に図示しない弁の数である。この減圧の際に開放する弁の数によって原子炉圧力容器１内圧力の低下速度が変化するため、入力パラメータとしている。なお、表１に記載の入力選択肢：１弁〜８弁は、原子炉システム１００が改良型沸騰水型軽水炉（ABWR: Advanced Boiling Water Reactor）である場合の一例である。
【００３６】
ペデスタル注水は、原子炉格納容器２０の下部に落下した炉心３を冷却するためにペデスタルにおいて付加的な冷却材の供給を行うことである。なお、ペデスタルとは、原子炉格納容器内における原子炉圧力容器下部の空間をいう。ペデスタルは、図１において原子炉圧力容器１直下の領域であり、このペデスタル注水の有無が原子炉圧力容器１破損時の原子炉格納容器２０内の圧力上昇に大きな影響を与えることから、入力パラメータとしている。
【００３７】
ＲＰＶ破損後の原子炉注水は、原子炉圧力容器１が破損した後における原子炉圧力容器１内への冷却材供給の有無である。原子炉圧力容器１が破損した後は、燃料、冷却材共に原子炉格納容器２０内に漏出している状態であるが、付加的な冷却材を原子炉圧力容器１内に供給するか否かでソースターム（原子炉システム１００の外部に放出される可能性のある放射性物質の種類、量、物理的・化学的形態等）に大きな影響があるため、入力パラメータとしている。
【００３８】
原子炉格納容器２０へのスプレイは、事故発生時に、原子炉格納容器２０内に放出された放射性物質を減少させ、原子炉格納容器２０内の温度、圧力上昇を抑えるためにＤ／Ｗにおいて冷却材を霧状に散布する形で実行される。このスプレイについてもソースタームに大きな影響があるため、入力パラメータとしている。
【００３９】
環境放出経路は、原子炉格納容器２０のドライウェル（Ｄ／Ｗ）又はウェットウェル（Ｗ／Ｗ）の何れから外部に放射性物質が放出されるかを選択する。ここで、ドライウェル（Ｄ／Ｗ）とは、原子炉格納容器２０において蒸気が支配的となる上方部分を指し、ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）とは、原子炉格納容器２０において水が支配的となる下方部分を指す。そして、表１に記載のＷ／Ｗベントラインは、ウェットウェルを経由したベントの経路であり、本実施形態では、図１に示すようにサプレッションプール２２を経由して排出路２２ａから放射性物質を放出する経路を指す。一方、表１に記載のＤ／Ｗベントラインは、ドライウェルを経由したベントの経路（図示せず）であり、例えばＷ／Ｗベントラインに何らかの障害が生じた場合等にベントの経路として使用される。ドライウェル（Ｄ／Ｗ）を経由した放出よりもウェットウェル（Ｗ／Ｗ）を経由した放出の方が、水により放射性物質が除去され放出量が少ないことからソースタームに大きな影響があるため、入力パラメータとしている。
【００４０】
フィルタベントの利用可能性については、図１に示すように、原子炉格納容器２０のウェットウェル（Ｗ／Ｗ）から排出路２２ａを経由して排出された蒸気内の放射性物質が、フィルタベント部３０において更に除去され放出量が少ないことからソースタームに大きな影響があるため、入力パラメータとしている。
【００４１】
ｐＨ制御については、原子炉格納容器２０内にアルカリ性物質を供給することによってヨウ素の揮発性が抑制されソースタームに大きな影響があるため、入力パラメータとしている。
【００４２】
上述の１２個の入力パラメータは、ＲＰＶ内の水位、水素発生量、ＰＣＶ圧力、ＰＣＶ気相温度、ソースターム評価等の主要な予測データに大きな影響を与えるため、本実施形態では緊急事態発生時にこれらの入力パラメータのみを入力して予測データを得るようにしている。この１２個の入力パラメータの入力画面の例を図３に示す。
【００４３】
図３の例では、１号機から７号機までのプラントに対してそれぞれ個別の入力パラメータを設定可能である。入力パラメータ「原子炉注水停止時刻」における「Ｓ／Ｐ水源」とは、サプレッションプール２２（Suppression Pool）からの水を冷却材として原子炉圧力容器１内に供給する形態をいい、「外部水源」は、外部から冷却材を原子炉圧力容器１内に供給する形態をいう。
【００４４】
また、図３において、使用者は原子炉注水停止時の水位を入力する。
【００４５】
また、図３において、「ＲＰＶ急速減圧弁数」は、ＡＢＷＲを例にとると最大８であり、弁数に応じた１〜８までの数字を入力する。
【００４６】
なお、使用者は、必ずしも上述の１２個の入力パラメータを全て入力する必要はない。例えば、使用者が原子炉格納容器２０内の圧力が限界圧力に達するまでの時間を予測したい場合、入力パラメータのうち、「スクラム時刻」、「事故シナリオ」、「原子炉注水停止時刻及び水源」、「原子炉注水停止時水位」、「ＲＰＶ急速減圧時刻」、「原子炉圧力容器急速減圧弁数」、及び「ペデスタル注水の有無」は予測データに大きな影響を与える。一方、他の入力パラメータについては放射性物質の放出量に影響を与えるものの、原子炉格納容器２０内の圧力の予測データに対しては影響が小さい。従って、使用者は、上記の７個の入力パラメータのみを入力するようにしてもよい。なお、その場合、残りの５個の入力パラメータについては、所定値が用いられる。
【００４７】
また、原子炉注水停止後に注水が復旧する状況が考えられるが、本実施形態では避難情報を迅速に発信することを目的とするため、このような復旧を考慮せず、注水が継続して停止しているものとして予測を行う。これによって、計算モデルが単純化されるため、迅速に予測結果を得ることができる。但し、ベントと同時に環境に放出される放射性物質量の評価においては、原子炉圧力容器破損後のペデスタル注水、原子炉注水、及びＤ／Ｗスプレイの有無が桁違いの影響を与えることから、これらのパラメータを考慮できるように構成してもよい。
【００４８】
使用者が入力パラメータの入力を完了すると、制御部２３０は、記憶部２５０に格納されている、事前計算用パラメータに基づいて計算された状態予測元データを読み出す。事前計算用パラメータとは、上述の入力パラメータよりも数が多いＭＡＡＰコード計算に必要なパラメータである。入力パラメータとして選択されていないものの、ＭＡＡＰコード計算に必要とされるパラメータには、例えば、原子炉注水時水位、原子炉注水開始時刻、注水ポンプ特性、原子炉内注水先、冷却材水源温度、ＰＣＶ内の初期気相成分及び温度、Ｄ／Ｗスプレイ流量等がある。なお、本実施形態においてＭＡＡＰコードを用いて状態予測元データを得るために使用者の入力が必要な事前計算用パラメータの総数は約３００である一方、入力パラメータの数は、事前計算用パラメータの数に対して１５分の１未満へと十分に少なく抑えられている。例えば、「注水継続期間は原子炉が冠水されている」という仮定の下では、原子炉注水時水位については、事象進展への影響が十分に小さく、代表値としても予測データに与える影響は小さい。また、原子炉注水開始時刻、及び注水ポンプ特性についても、上記仮定の下では注水期間中は炉心損傷に至ることは無いため、ポンプ特性の入力は必要ない。但し、現実には注水の状況次第では炉心が露出するような事態も想定され得ることには留意する必要がある。更に、原子炉内注水先（シュラウド内/シュラウド外等）についても、上記仮定の下ではＬＯＣＡ以外では炉心冠水の可否に大きく影響しないため指定しない。これについても炉心損傷が防げるかどうかの狭間では、注水箇所による影響が無視できないことに留意する必要がある。また、冷却材水源温度については、注水停止後の原子炉水位の挙動に与える影響が小さく、またＰＣＶ圧力に与える影響も大きくないため、やや厳しめの代表値を用いることで、個別評価における水源温度入力を省略することが可能である。また、ＰＣＶ内の初期気相成分及び温度については、代表値としても原子炉水位挙動、及びＰＣＶ圧力挙動に与える影響が小さい。更に、Ｄ／Ｗスプレイ流量についても、「ソースターム低減効果を十分に発揮する流量が見込める」という想定の下では、事故時対応手順書等に記載の値を代表値として用いても予測データに与える影響は小さい。このような理由により、本実施形態の例では、上記パラメータは入力パラメータとせず、事前計算用パラメータとしている。
【００４９】
図４（ａ）、（ｂ）は、事前計算用パラメータに基づいてＭＡＡＰコードを用いて計算された状態予測元データの具体例を示している。なお、図４（ａ）、（ｂ）にはＭＡＡＰコードを用いて計算された状態予測元データをグラフとして示しているが、記憶部２５０には数値データとして記憶されている。図４（ａ）は、横軸を時間［ｈ］、縦軸を炉心（ＲＰＶ）内の水位［ｍ］として、３つの注水期間（１２時間、２４時間、３６時間）について状態予測元データをプロットしたものである。注水期間に応じてＲＰＶ内の水位低下の挙動は変化するものの、その変化の傾向は崩壊熱の低下挙動で説明され連続的な変化傾向を示している。従って、注水期間１２時間、注水期間２４時間、注水期間３６時間のデータを内挿することによって炉心内の水位を推定することが可能である。なお、本実施形態では、上述のように原子炉注水開始時刻を入力パラメータとしていないが、代わりに入力パラメータである、スクラム発生時刻から原子炉注水停止時刻までの時間を注水期間とすれば、崩壊熱による原子炉注水停止後の水位低下挙動について計算可能である。図４（ａ）中におけるＴＡＦ（Top of Active Fuel）は有効燃料頂部を表しており、炉心内水位が原子炉内の燃料棒に装荷されている燃料の上端位置にあることを示している。また、ＢＡＦ（Bottom of Active Fuel）は有効燃料底部を表しており、炉心内水位が原子炉内の燃料棒に装荷されている燃料の下端位置にあることを示している。
【００５０】
図４（ｂ）は、横軸を時間［ｈ］、縦軸を水素発生量［ｋｇ］として、ＲＰＶ圧力及びその履歴、ＲＰＶ急速減圧弁数、並びに原子炉注水停止時水位ごとの水素発生量の状態予測元データをプロットしたものである。図４（ｂ）によれば、水素発生量が急増する時刻が、ＲＰＶ圧力及びその履歴、ＲＰＶ急速減圧弁数、並びに原子炉注水停止時水位によって大きくばらついていることが分かる。従って、本実施形態ではＲＰＶ急速減圧弁数、及び原子炉注水停止時水位を入力パラメータとして取得し、入力されたＲＰＶ急速減圧弁数、及び原子炉注水停止時水位に基づいて、予めＭＡＡＰコードにより計算された複数の状態予測元データから、事故フェーズに合致する状態予測元データを選択するように構成している。これによって、新たにＭＡＡＰコードによる計算を行う代わりに、入力パラメータに基づいて、記憶部２５０に格納されている事前計算用パラメータに基づく状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択するだけでよいため、迅速に必要な予測を行うことができる。なお、本実施形態では、上述のように入力パラメータの他、入力パラメータによって予測された原子炉水位、水素発生量、リロケーションのタイミング、及び原子炉圧力容器破損のタイミング等の予測データも考慮して最適な状態予測元データを選択している。なお、リロケーションとは、炉心が熱により溶融し、原子炉圧力容器１の底部に落下する現象を指す。
【００５１】
なお、事前計算用パラメータに基づいてＭＡＡＰコードを用いて計算された状態予測元データには、図４（ａ）、（ｂ）に示すものの他、ソースターム、ＲＰＶ圧力、ＰＣＶ圧力等多数のデータが準備されている。
【００５２】
次に、ＰＣＶ圧力を例として、状態予測元データから予測データを生成する手法についてより具体的に説明する。表２乃至５はそれぞれ、「注水期間」、「注水停止後」、「リロケーション後」、及び「ＲＰＶ破損後」、の各事故フェーズにおける、ＰＣＶ圧力に関する状態予測元データのデータベース構成を示している。例えば、表２に示す「注水期間」におけるデータベースでは、ＲＰＶ圧力、及び注水水源ごとに「ＨＰＯＳ」から「ＬＯＳＦ」まで７つのデータベース（ＤＢ）を有している。ここで、ＲＰＶ圧力：高圧とは、ＲＰＶ急速減圧が実施されていない高圧状態を指し、ＲＰＶ圧力：低圧とは、ＲＰＶ急速減圧が実施された後の低圧状態を指している。ＲＰＶ圧力の取得は、例えば制御部２３０が原子炉システム１００からＲＰＶ圧力の実測値を通信部２７０経由で取得することにより行うことができる。また、ＲＰＶ圧力状態の取得は、事前計算用パラメータに基づいてＭＡＡＰコードを用いて計算されたＲＰＶ圧力の状態予測元データから、入力パラメータ等に基づいて各事故フェーズごとに最も合致するＲＰＶ圧力の状態予測元データを選択することによって行ってもよい。また、表２の下段の３つのデータベース：ＬＩＳＸ，ＬＯＳＸ，ＬＯＳＦは、いずれもＬＯＣＡにおけるデータであり、水源及び液相流出の有無に応じて３つの場合を想定している。表２に示す「注水期間」において、ＲＰＶ圧力と注水水源のみから、事故フェーズに合致する状態予測元データを選択できるのは、以下の理由による。
【００５３】
【表２】
2018136226.tif 000004
【００５４】
原子炉圧力容器１内の放射性物質は、放射線を放出して崩壊するが、その際の放出エネルギーが熱に変化したものを崩壊熱という。崩壊熱Ｑは、原子炉が運転停止状態にある時間内に放出される熱量であるため、注水停止時間に依存する。原子炉圧力容器１内の軽水が崩壊熱Ｑによって蒸気発生量Ｗの蒸気に変化するというモデルを想定すると、蒸気発生量Ｗは、崩壊熱Ｑに比例し、水の蒸発潜熱ｈｆに反比例する傾向がある。
【００５５】
ここで、蒸発潜熱ｈｆは冷却材である単位質量あたりの軽水が液体から蒸気になる時に吸収する熱量である。軽水の蒸発潜熱ｈｆは、原子炉圧力容器１内の内圧に依存する。すなわち、原子炉圧力容器１内の圧力が高いと蒸発潜熱ｈｆが小さくなり、同じ崩壊熱Ｑを吸収しても蒸気発生量Ｗが増大する一方、原子炉圧力容器１内の圧力が低いと蒸発潜熱ｈｆが大きくなり、同じ崩壊熱Ｑを吸収しても蒸気発生量Ｗが減少する。よって、ＲＰＶ圧力の高低により蒸気発生量Ｗが異なるため、ＰＣＶ圧力が影響を受けることになる。制御部２３０は、入力パラメータである原子炉急速減圧時刻、及び原子炉急速減圧弁数等の情報から、ＲＰＶ圧力が高圧であるか低圧であるかを判定する。
【００５６】
また、制御部２３０は、入力パラメータから、注水水源が内部であるか外部であるかを認識する。注水水源が外部である場合、ＰＣＶ内の水量が増加する一方、水温が下がるため、蒸気発生量に影響を与える。制御部２３０は、ＲＰＶ圧力の判定結果、及び注水水源の認識結果に基づいて、事前計算用パラメータに基づいて計算されたＰＣＶ圧力に関する状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択する。より具体的には、表２のデータベースＨＰＯＳ〜ＬＰＩＳの中からＲＰＶ圧力及び注水水源に合致したデータベースを選択する。
【００５７】
図５（ａ）は、横軸を時間［ｈ］、縦軸をＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）［Ｐａ（ａ）］（（ａ）は絶対圧力の意味）として、ＲＰＶ圧力、及び原子炉注水の水源ごとのＤ／Ｗ圧力の状態予測元データをプロットしたものである。図５（ａ）によれば、ＲＰＶ圧力、及び原子炉注水の水源ごとにＤ／Ｗ圧力の増加の割合が大きくばらついていることが分かる。従って、本実施形態では原子炉注水の水源を入力パラメータとして取得し、入力された原子炉注水の水源、及びＲＰＶ圧力の判定結果に基づいて、予めＭＡＡＰコードにより計算された複数の状態予測元データから、事故フェーズに合致する状態予測元データを選択するように構成している。これによって、迅速に必要な予測を行うことができる。
【００５８】
なお、図３に示すＫＫ６号機の例では、スクラム時刻が２０１６年５月１日１３：００であり、原子炉注水停止時刻が２０１６年５月１日２０：００であった。従って、スクラム時刻、すなわち核分裂反応が停止し崩壊熱のみが発生し始めた時刻から原子炉注水停止時刻までの「注水期間」は７時間である。また、ＫＫ６号機では、スクラム時刻と同時に急速減圧を行っているため、ＲＰＶ圧力は当初から「低圧」である。また、入力パラメータから、注水水源は「内部」、すなわちサプレッションプール２２である。
【００５９】
制御部２３０は、図５（ａ）に示すグラフの中から、図３のＫＫ６号機の例に合致する、ＲＰＶ圧力：低圧、及び注水水源：内部に該当するグラフを選択する。また、上述のように、注水期間は７時間であるため、図５（ａ）の横軸０〜７［ｈ］の部分を「注水期間」における「事故フェーズに合致する状態予測元データ」として選択する。この選択された状態予測元データは、記憶部２５０に格納され、後述するＰＣＶ圧力の予測データ生成に用いられる。
【００６０】
次に、「注水停止後」におけるデータベースについて説明する。下記の表３に示す「注水停止後」におけるデータベースでは、原子炉注水停止時水位、水位低下時のＲＰＶ圧力推移、減圧弁数、及び注水期間ごとに「Ｌ２ＨＨ０１２」から「ＬＬＯＣＡ００」まで１１のデータベース（ＤＢ）を有している。本実施形態の例では、原子炉注水停止時の水位は、Ｌ１，Ｌ１．５，Ｌ２，Ｌ３，Ｌ４，ＮＭＬ，Ｌ８の７段階で表され、Ｌ８が最も水位が高いことを意味している。また、ＮＷＬは通常運転水位（Normal Water Level）を表している。
【００６１】
【表３】
2018136226.tif 000005
【００６２】
水位低下時のＲＰＶ圧力推移とは、「注水停止後」の期間において、ＲＰＶ圧力がどのように推移したかを示している。例えば、「注水停止後」の期間の前半において、未だ急速減圧が行われておらずＲＰＶ圧力が高圧状態におかれる一方、「注水停止後」の期間中に急速減圧が行われた結果、「注水停止後」の期間の後半においてＲＰＶ圧力が低圧状態となった場合、水位低下時のＲＰＶ圧力推移は、「高圧→低圧」となる。また、「注水停止後」の期間の終了時においても未だ急速減圧が行われていない場合、「注水停止後」におけるＲＰＶ圧力は高圧のまま推移する。従って、その場合の水位低下時のＲＰＶ圧力推移は、「高圧→高圧」となる。また、「注水期間」、又は「注水停止後」の期間の初期に急速減圧が行われた場合、「注水停止後」のほぼ全期間に亘ってＲＰＶ圧力が低圧のまま推移する。従って、その場合の水位低下時のＲＰＶ圧力推移は、「低圧→低圧」となる。
【００６３】
この「注水停止後」の事故フェーズにおいて、原子炉注水停止時水位、水位低下時のＲＰＶ圧力推移、減圧弁数、及び注水期間ごとのデータベースが設けられているのは以下の理由による。すなわち、原子炉注水停止時水位が高ければ燃料露出までに時間がかかるため、燃料露出後の水素発生によるＰＣＶ圧力上昇タイミングが遅くなる。また、ＲＰＶ圧力推移の高低によってＰＣＶへの蒸気移行量が変わりＰＣＶ圧力に影響する。減圧弁数が変わればＲＰＶ圧力の変化のスピードが変わるため、ＰＣＶ圧力に影響する。注水期間は、崩壊熱に影響するため、水位の減り方、蒸気発生量に影響する。従ってＰＣＶ圧力にも影響する。
【００６４】
なお、データベース：ＬＬＯＣＡ００，ＴＱＵＸ０００，及びＴＱＵＶ０００は、通常運転直後に注水期間を経ずに事故が進展することを想定しているため、注水停止時水位は通常運転中と同じＮＷＬとしており、注水期間は０時間としている。
【００６５】
図３のＫＫ６号機の例では、注水停止時水位はＮＷＬであり、上述のように注水期間は７時間である。また、先に述べたように注水期間において既に急速減圧が実施されてＲＰＶ圧力が低圧となっている。従って、この「注水停止後」においてもＲＰＶ圧力は低圧のままであるため、水位低下時のＲＰＶ圧力推移は「低圧→低圧」である。
【００６６】
しかし、表３及び図５（ｂ）に示すように、予めＭＡＡＰコードを用いて計算された、「注水停止後」における事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データ（ＰＣＶ圧力）は、注水停止時水位としてＬ２とＬ８の場合のみが計算されており（但し、運転直後に注水期間を経ずに事故が進展することを想定しているＬＬＯＣＡ００，ＴＱＵＸ０００，及びＴＱＵＶ０００を除く）、また注水期間は、１２時間、２４時間又は３６時間のみが計算されている（ＬＬＯＣＡ００，ＴＱＵＸ０００，及びＴＱＵＶ０００を除く）。従って、これらの状態予測元データから、注水停止時水位：ＮＷＬ、注水期間：７時間のデータを内挿（外挿）により算出する必要がある。
【００６７】
まず、図５（ｂ）に示すＲＰＶ圧力(低圧→低圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)の状態予測元データと、ＲＰＶ圧力(低圧→低圧)_水位(Ｌ８)_注水(１２時間)の状態予測元データを用いて、水位Ｌ２に対する水位ＮＷＬにおける状態予測元データの差分データを内挿により算出する。より具体的には、制御部２３０は、以下の式（１）によって、水位Ｌ２に対する水位ＮＷＬにおける状態予測元データの差分データを算出する。
【００６８】
水位Ｌ２に対する水位ＮＷＬにおける状態予測元データの差分データ＝｛（ＲＰＶ圧力(低圧→低圧)_水位(Ｌ８)_注水(１２時間)の状態予測元データ）−（ＲＰＶ圧力(低圧→低圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)の状態予測元データ）｝／（水位Ｌ８−水位Ｌ２）×（水位ＮＷＬ−水位Ｌ２）      （１）
【００６９】
次に、制御部２３０は、図５（ｂ）に示すＲＰＶ圧力(高圧→高圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)の状態予測元データと、ＲＰＶ圧力(高圧→高圧)_水位(Ｌ２)_注水(２４時間)の状態予測元データを用いて、注水期間１２時間に対する注水期間７時間における状態予測元データの差分データを外挿により算出する。より具体的には、制御部２３０は、以下の式（２）によって、注水期間１２時間に対する注水期間７時間における状態予測元データの差分データを算出する。
【００７０】
注水期間１２時間に対する注水期間７時間における状態予測元データの差分データ＝｛（ＲＰＶ圧力((高圧→高圧)_水位(Ｌ２)_注水(２４時間)の状態予測元データ）−（ＲＰＶ圧力(高圧→高圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)の状態予測元データ）｝／（注水期間２４時間−注水期間１２時間）×（注水期間７時間−注水期間１２時間）      （２）
【００７１】
制御部２３０は、上記２つの内挿計算の基準となる条件である、水位Ｌ２、ＲＰＶ圧力（低圧→低圧）、注水期間１２時間における予測元データを式（１）、及び（２）の差分データを使って調整することにより、原子炉注水停止時水位：ＮＷＬ、水位低下時のＲＰＶ圧力推移(低圧→低圧)、注水期間：７時間における予測元データを算出する。「式（１）、及び（２）の差分データを使って調整する」とは、例えばＲＰＶ圧力(低圧→低圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)の状態予測元データに式（１）、及び（２）の差分データを単純加算することにより行うことができる。また、式（２）の差分データを加算する際に、ＲＰＶ圧力(低圧→低圧)とＲＰＶ圧力(高圧→高圧)との差異に応じた係数を乗じてから加算する等により調整を行ってもよい。
【００７２】
なお、注水期間を式（２）により外挿計算する際に、「注水停止後」における原子炉の状態であるＲＰＶ圧力推移（低圧→低圧）とは異なるＲＰＶ圧力推移(高圧→高圧)における状態予測元データを用いている。これは、注水期間によるＰＣＶ圧力の差分が、ＲＰＶ圧力推移（低圧→低圧）とＲＰＶ圧力推移(高圧→高圧)とで大きく異ならないため、表３及び図５（ｂ）に示すように注水期間：２４時間、３６時間の状態予測元データは、ＲＰＶ圧力推移(高圧→高圧)におけるデータのみを用意するようにしてなるべく記憶する状態予測元データの数を減らすようにしている。
【００７３】
また、表３に示す複数のデータベースは、図５（ｂ）に示すＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）の時間変化のデータの他に、ＭＡＡＰコードにより計算された注水停止からリロケーションまでにかかる時間のデータを有している。制御部２３０は、この注水停止からリロケーションまでにかかる時間のデータについてもＰＣＶデータと同様に内挿計算等を行うことによって、現在の原子炉の状態に応じた注水停止からリロケーションまでの時間を算出する。本実施形態では、この注水停止からリロケーションまでの時間が８．３時間であるため、制御部２３０は、上述の内挿及び外挿データで調整されたＰＣＶ圧力の状態予測元データを注水停止から８．３時間分だけ選択し、記憶部２５０に格納する。この状態予測元データは、「注水停止後」における「事故フェーズに合致する状態予測元データ」として、後述するＰＣＶ圧力の予測データ生成に用いられる。
【００７４】
上記の計算例（図３のＫＫ６号機の入力パラメータを用いた例）では、ＲＰＶ圧力推移（低圧→低圧）とＲＰＶ圧力推移(高圧→高圧)の状態予測元データのみを取り扱っているため、急速減圧時の弁数が問題とならない（表３ではＲＰＶ圧力推移（低圧→低圧）及びＲＰＶ圧力推移(高圧→高圧)のデータベースはいずれも減圧弁数：０弁と表示されている）。しかし、この「注水停止後」の期間に急速減圧が行われる場合には、ＲＰＶ圧力推移(高圧→低圧)となり、減圧弁数の数により減圧の速度が変化する。制御部２３０は、入力パラメータとして入力されたＲＰＶ急速減圧弁数に基づいて表３における減圧弁数と合致するデータベースを選択する。表３の中に入力されたＲＰＶ急速減圧弁数と合致する減圧弁数が存在しない場合には、上記の注水停止時水位及び注水期間と同様に、減圧弁数１弁のデータベースと減圧弁数８弁のデータベースの内挿計算を行う。そして、「注水停止後」における「事故フェーズに合致する状態予測元データ」として、後述するＰＣＶ圧力の予測データ生成に用いられる。
【００７５】
次に、「リロケーション後」におけるデータベースについて説明する。下記の表４に示す「リロケーション後」におけるデータベースでは、原子炉注水停止時水位、ＲＰＶ圧力、及び注水期間ごとに「Ｌ２Ｈ０１２」から「ＴＱＵＶ００」まで７つのデータベース（ＤＢ）を有している。
【００７６】
【表４】
2018136226.tif 000006
【００７７】
この「リロケーション後」の事故フェーズにおいて、原子炉注水停止時水位ごとにデータベースが設けられているのは、原子炉注水停止時水位はリロケーション発生時の圧力容器下部水位に影響し、これはリロケーション発生後のＰＣＶへの蒸気移行量を通じてＰＣＶ圧力挙動に影響するためである。
【００７８】
なお、データベース：ＬＬＯＣＡ０，ＴＱＵＸ００，及びＴＱＵＶ００は、通常運転直後に注水期間を経ずに事故が進展することを想定しているため、注水停止時水位は通常運転中と同じＮＷＬとしており、注水期間は０時間としている。
【００７９】
図３のＫＫ６号機の例では、注水停止時水位はＮＷＬであり、上述のように注水期間は７時間である。また、先に述べたように注水期間において既に急速減圧が実施されてＲＰＶ圧力が低圧となっている。従って、この「リロケーション後」においてもＲＰＶ圧力は低圧である。
【００８０】
しかし、表４及び図５（ｃ）に示すように、予めＭＡＡＰコードを用いて計算された、「リロケーション後」における事前計算用パラメータに基づいて計算された複数の状態予測元データ（ＰＣＶ圧力）は、注水停止時水位としてＬ２とＬ８の場合のみが計算されており（但し、運転直後に注水期間を経ずに事故が進展することを想定しているＬＬＯＣＡ０，ＴＱＵＸ００，及びＴＱＵＶ００を除く）、また注水期間は、１２時間、２４時間又は３６時間のみが計算されている（ＬＬＯＣＡ０，ＴＱＵＸ００，及びＴＱＵＶ００を除く）。従って、図５（ｃ）において注水停止時水位Ｌ２，ＲＰＶ圧力：低圧、注水期間１２時間である状態予測元データ（ＲＰＶ圧力(低圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)）を基準とし、それに対する差分データを内挿又は外挿により取得して、注水停止時水位：ＮＷＬ、注水期間：７時間のデータを算出する。
【００８１】
まず、図５（ｃ）に示すＲＰＶ圧力(高圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)と、ＲＰＶ圧力(高圧)_水位(Ｌ８)_注水(２４時間)の状態予測元データを用いて、注水期間１２時間に対する注水期間７時間における状態予測元データの差分データを外挿により算出する。より具体的には、制御部２３０は、以下の式（３）によって、注水期間１２時間に対する注水期間７時間における状態予測元データの差分データを算出する。
【００８２】
注水期間１２時間に対する注水期間７時間における状態予測元データの差分データ＝｛（ＲＰＶ圧力(高圧)_水位(Ｌ８)_注水(２４時間)の状態予測元データ）−（ＲＰＶ圧力(高圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)の状態予測元データ）｝／（注水期間２４時間−注水期間１２時間）×（注水期間７時間−注水期間１２時間）      （３）
【００８３】
ここで、式（３）によって差分データを生成するための２つの状態予測元データは、注水期間（１２時間と２４時間）の他に注水停止時水位（Ｌ２とＬ８）が異なる状態予測元データである。また、ＲＰＶ圧力も高圧条件での状態予測元データである。しかし、この「リロケーション後」という事故フェーズにおいては、水位が燃料よりも下がっていれば燃料の温度が異常上昇するという意味では変わらず、注水期間によるＰＣＶ圧力の差分が注水停止時水位により大きく変わることはない。また注水期間によるＰＣＶ圧力の差分が、ＲＰＶ圧力により大きく影響を受けることもない。このため、上記２つの状態予測元データの差分データは、実質的に注水期間の差分を算出していると考えることができる。このように、事故フェーズ「リロケーション後」においても、表４及び図５（ｃ）に示すように注水期間：２４時間、３６時間の状態予測元データは、ＲＰＶ圧力 (高圧)におけるデータのみを用意するようにしてなるべく記憶する状態予測元データの数を減らすようにしている。
【００８４】
制御部２３０は、基準となる状態予測元データである、ＲＰＶ圧力(低圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)に対して、上記の内挿計算の結果得られた差分データを使って調整することにより、注水期間：７時間における予測元データを算出する。「内挿計算の結果得られた差分データを使って調整する」とは、例えば式（３）の差分データを単純加算することにより行うことができる。また、式（３）の差分データを加算する際に、ＲＰＶ圧力(低圧)とＲＰＶ圧力(高圧)との差異、及び注水停止時水位の差（ＮＷＬとＬ２）に応じた係数を乗じてから加算する等により調整を行ってもよい。
【００８５】
また、表４に示す複数のデータベースは、図５（ｃ）に示すＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）の時間変化のデータの他に、ＭＡＡＰコードにより計算されたリロケーションからＲＰＶ破損までにかかる時間のデータを有している。制御部２３０は、このリロケーションからＲＰＶ破損までにかかる時間のデータについてもＰＣＶデータと同様に内挿計算等を行うことによって、現在の原子炉の状態に応じたリロケーションからＲＰＶ破損までの時間を算出する。本実施形態では、このリロケーションからＲＰＶ破損までの時間が７．１時間であるため、制御部２３０は、上述の内挿（外挿）データで調整されたＰＣＶ圧力の状態予測元データをリロケーションから７．１時間分だけ選択し、記憶部２５０に格納する。この状態予測元データは、「リロケーション後」における「事故フェーズに合致する状態予測元データ」として、後述するＰＣＶ圧力の予測データ生成に用いられる。
【００８６】
次に、「ＲＰＶ破損後」におけるデータベースについて説明する。下記の表５に示す「ＲＰＶ破損後」におけるデータベースでは、ペデスタル注水の有無、ＲＰＶ破損前までのＲＰＶ圧力ごとに「ＰＸＨ」から「Ｐ００」まで５つのデータベース（ＤＢ）を有している。
【００８７】
【表５】
2018136226.tif 000007
【００８８】
この「ＲＰＶ破損後」の事故フェーズにおいて、ペデスタル注水の有無、ＲＰＶ破損前までのＲＰＶ圧力ごとにデータベースが設けられているのは以下の理由による。すなわち、ペデスタル注水の有無によってＰＣＶ内温度を下げる効果がある一方で、蒸気発生量を増加させる要因となり得るため、ＰＣＶ圧力に影響する。また、ＲＰＶ破損前までのＲＰＶ圧力が高圧推移（比較的早い段階から長時間高圧）であった場合、蒸気がＰＣＶ内に流れ込んでＰＣＶ圧力が上昇する傾向にある。他方、ＲＰＶ圧力が低圧推移（早い段階から低圧に下げられている）すると、早い段階からＰＣＶ側に熱が流れ込んでくるので、原子炉格納容器２０の壁に熱が吸収され易くなるため、ＰＣＶ圧力上昇が起こり難い。
【００８９】
図３のＫＫ６号機の例では、上述のように注水期間において既に急速減圧が実施されてＲＰＶ圧力が低圧となっている。また、図３のＫＫ６号機の列の記載から明らかなようにペデスタル注水は行っていない。従って、制御部２３０は、図５（ｄ）に示す複数の予測元データから、「ＲＰＶ圧力推移(長期間低圧)_ペデスタル注水なし」を選択する。この選択された状態予測元データは記憶部２５０に格納される。そして、「ＲＰＶ破損後」における「事故フェーズに合致する状態予測元データ」として、後述するＰＣＶ圧力の予測データ生成に用いられる。
【００９０】
図６は、ＰＣＶ圧力を例として、状態予測元データから予測データを生成したものである。すなわち、図５（ａ）〜（ｄ）に例示した、事前計算用パラメータに基づいてＭＡＡＰコードを用いて計算されたＰＣＶ圧力の状態予測元データから、入力パラメータ、及び各事故フェーズ毎の他の予測データに基づいて最も合致するＰＣＶ圧力の状態予測元データを選択し、選択された各状態予測元データを事故フェーズごとに積み重ねて得られたＰＣＶ圧力の予測データである。より具体的には、図６の予測データは、以下の各ステップによって生成される。
【００９１】
まず、制御部２３０は、「注水期間」、「注水停止後」、「リロケーション後」、及び「ＲＰＶ破損後」、の各事故フェーズごとに記憶部２５０に格納された「事故フェーズに合致する状態予測元データ」を読みだす。図３のＫＫ６号機の例では、注水期間は７時間であるため、制御部２３０はまず、記憶部２５０に格納された「注水期間」における７時間分の状態予測元データを読みだす。図６の横軸０時間〜７時間は、この「注水期間」における選択された状態予測元データをプロットしたものである。なお、図６では、縦軸のＰＣＶ圧力を図５における絶対圧力からゲージ圧力へと変換している。
【００９２】
続いて、制御部２３０は、記憶部２５０に格納された「注水停止後」における「事故フェーズに合致する状態予測元データ」を読みだす。この「注水停止後」における状態予測元データとは、上述のようにＲＰＶ圧力(低圧→低圧)_水位(Ｌ２)_注水(１２時間)の状態予測元データに対して式（１）及び（２）を用いて調整された状態予測元データである。そして、制御部２３０は、この８．３時間分の状態予測元データを読み出すと、それ以前の「事故フェーズ」である「注水期間」における状態予測元データの後にこの「注水停止後」の状態予測元データを積み重ねていく。すなわち、図６に示すように、注水開始時を時間０［ｈ］としたときに、注水終了時である時間７［ｈ］におけるＰＣＶ圧力値が「注水停止後」のＰＣＶ圧力の初期値となるように、「注水期間」のＰＣＶ圧力値に「注水停止後」の事故フェーズのＰＣＶ圧力の増加分又は減少分を積み重ねていく。
【００９３】
それ以降の事故フェーズである「リロケーション後」、及び「ＲＰＶ破損後」についても同様の処理を行う。すなわち、それ以前の事故フェーズにおけるＰＣＶ圧力値に対して、現在の事故フェーズにおけるＰＣＶ圧力値の増加分又は減少分を積み重ねていくことによって、図６に示すような、注水開始からＲＰＶ破損以降までの各事故フェーズ（時刻）とＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）予測データとの関係を示すデータを生成することができる。
【００９４】
なお、記憶部２５０に記憶されている、事前計算用パラメータに基づいてＭＡＡＰコードを用いて計算された状態予測元データは、事故フェーズ毎の時間軸に対する変化の複雑さに応じたデータ数で近似されて格納されている。従って、図６に示すような予測データを生成する際には、記憶部２５０に記憶されている状態予測元データに対して適宜データの補間を行ってから予測データの生成に用いられる。
【００９５】
また、図６において、２Ｐｄは、原子炉格納容器２０内の限界圧力である。また、１Ｐｄは、原子炉においてリロケーションの発生を警告するための、限界圧力よりも小さいＰＣＶ設計圧力である。本実施形態では、ＰＣＶ圧力が２Ｐｄに到達する前にベントを行うことを想定している。
【００９６】
図７は、制御部２３０によって生成された予測結果の出力画面の例を示す図である。予測結果は、図７に示すように、原子炉水位の有効燃料頂部（ＴＡＦ：Top of Active Fuel）到達時刻、原子炉水位の有効燃料底部（ＢＡＦ：Bottom of Active Fuel）到達時刻、ＲＰＶ下部破損時刻、ＰＣＶ圧力１Ｐｄ到達時刻、ＰＣＶ圧力２Ｐｄ到達時刻、環境放出時刻、及び環境放出量である。この出力画面は、制御部２３０が予測データを出力部２９０に表示、印刷等させることにより出力される。なお、図７において、ＤＩＡＮＡ（Dose Information Analysis for Nuclear Accident）は、放射性希ガス・ヨウ素および粒子状物質が大気中に放出された場合を想定して、１０分毎に原子力発電所周辺の３次元移流拡散現象を模擬し、任意の地点における空間線量率を評価することが可能なシステムである。
【００９７】
図８（ａ）〜（ｃ）は、本実施形態に係る原子炉リスク管理装置２００による予測データと、ＭＡＡＰコードのみを用いた予測データとの比較結果を示している。図８（ａ）〜（ｃ）は、いずれも横軸に時刻［時間］を示しており、縦軸は、それぞれ（ａ）ＲＰＶ圧力、（ｂ）ＰＣＶ圧力、及び（ｃ）ＲＰＶ水位を示している。いずれの予測結果においても、本実施形態の原子炉リスク管理装置２００による予測結果（図８（ａ）〜（ｃ）に実線で示す）は、ＭＡＡＰコードを用いた予測結果（図８（ａ）〜（ｃ）に破線で示す）と時間変化の傾向が近似しており、また絶対値についてもＭＡＡＰ計算結果を概ね再現する結果となっている。
【００９８】
図９（ａ）、（ｂ）は、本発明の第１実施形態に係る原子炉リスク管理装置２００による予測結果の出力画面の例を予測結果別に示す図である。図９（ａ）、（ｂ）は、いずれも横軸に時刻を示しており、縦軸は、それぞれ（ａ）ＰＣＶ圧力、及び（ｂ）環境放出量を示している。また、各横軸には、注水停止、リロケーション、及びＲＰＶ破損という３つの事故がどの日時に発生したかを示している。図９（ａ）の例においても、図６で説明したように、注水期間、注水停止後、リロケーション後、及びＲＰＶ破損後、の各事故フェーズ毎に事前計算用パラメータに基づく状態予測元データ（ＰＣＶ圧力）から、各事故フェーズに合致した状態予測元データを選択し、各事故フェーズにおけるＰＣＶ圧力の増分等を積み重ねていくことによってＰＣＶ圧力予測データを生成している。図９（ａ）の予測結果によれば、注水停止時においてはＰＣＶ圧力の推移に大きな変化は無いものの、リロケーション時に瞬時にＰＣＶ圧力が大きく上昇し、ＲＰＶ破損後はＰＣＶ圧力が上昇速度を速めて単調増加している。そして、ＰＣＶ圧力が限界圧力（２Ｐｄ）に達する時刻において、図９（ｂ）に示すように各種放射性物質が環境へ放出される予測結果となっている。
【００９９】
なお、図９（ａ）、（ｂ）の例では、ＭＡＡＰコードを用いた事前計算用パラメータに基づく状態予測元データのみを用いて予測結果を得ているがこの態様には限定されない。例えば、制御部２３０が原子炉システム１００からＲＰＶ破損時刻、ＰＣＶ圧力等の実測データを通信部２７０経由で取得し、それらの取得データに基づいて予測結果を適宜補正するように構成してもよい。
【０１００】
図１０は、本実施形態に係る原子炉リスク管理装置２００の動作フローを示すフローチャートである。まず、制御部２３０は、事前計算用パラメータに基づいて計算された状態予測元データを記憶部２５０に記憶する（ステップＳ１０１）。この事前計算用パラメータに基づいて計算された状態予測元データは、例えば図５（ａ）に示すような、各ＲＰＶ圧力及び原子炉注水の水源毎のＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）の状態予測元データである。次に、入力部２１０は、例えば図３に示す入力画面から使用者がキーボード等により入力した入力パラメータを受け取り（ステップＳ１０２）、記憶部２５０に記憶する。制御部２３０は、記憶部２５０に記憶された入力パラメータ、及び事前計算用パラメータに基づく状態予測元データを読み出し、入力パラメータ等に基づいて、読み出された複数の事前計算用パラメータに基づく状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択する（ステップＳ１０３）。この事故フェーズに合致する状態予測元データの選択は、例えば、図５（ａ）に示すような各ＲＰＶ圧力及び原子炉注水の水源毎のＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）の状態予測元データから、各事故フェーズに最も合致するＲＰＶ圧力及び原子炉注水の水源に対応するＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）の状態予測元データを選択し、必要に応じて調整することにより実行される。そして、制御部２３０は、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測する（ステップＳ１０４）。この予測は、例えば図５（ａ）〜（ｄ）から選択された各事故フェーズに最も合致するＤ／Ｗ圧力（ＰＣＶ圧力）の状態予測元データを事故フェーズごとに積み重ねて、図６に示すようなＰＣＶ圧力の予測データを生成することにより実行される。ステップＳ１０４の実行により、原子炉リスク管理装置２００の動作フローは終了する。
【０１０１】
なお、原子炉リスク管理装置２００は、同じ事前計算用パラメータに基づくＰＣＶ圧力の状態予測元データであっても、事故フェーズ毎に異なるポイント数のデータで近似するように構成することができる。例えば図１１に示すように、事故フェーズ１ではＰＣＶ圧力が単調増加するのに対して事故フェーズ２ではＰＣＶ圧力が３次曲線を描くように増加する場合、事故フェーズ１を２ポイントのデータで近似し、事故フェーズ２を４ポイントのデータで近似するように構成してもよい。これによって、記憶部２５０に記憶すべきデータ量を削減できると共に、少ない計算量で精度の高い予測が可能となる。
【０１０２】
なお、本実施形態では、状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択し、選択された状態予測元データに基づいて、ＰＣＶ圧力の予測データを生成する例を示して説明したが、この例には限定されない。原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量についても同様の手順により予測データを生成することができる。
【０１０３】
以上のように、本実施形態では、少なくとも７つの入力パラメータを入力し、記憶部２５０に記憶された入力パラメータよりも多い事前計算用パラメータに基づいて計算された状態予測元データから事故フェーズに合致する状態予測元データを選択し、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測するように構成した。これによって、緊急事態発生時に多くのパラメータを入力してＭＡＡＰコードによる計算を実行する必要がなく、既に計算された状態予測元データから、少ない数の入力パラメータ等に基づいて事故フェーズに合致する状態予測元データを選択して所望の予測データを得ることができる。従って、緊急事態発生時に迅速に必要な予測データを得て情報発信等を行うことができる。
【０１０４】
また、本実施形態では、入力パラメータの数を、入力が必要な事前計算用パラメータの数の１５分の１未満としたので、緊急事態発生時に必要な予測データをより迅速に取得することができる。特に本実施形態の一例では、冷却水の注水停止後、入力パラメータを入力してから瞬時に予測データを得ることができるため、ベントタイミングに対して余裕を持って情報発信することができる。
【０１０５】
本実施形態では、入力パラメータが、事前計算用パラメータの中から、７つの必須となる入力パラメータ以外のパラメータ、すなわちスクラム発生時刻、事故シナリオ、原子炉注水停止時刻、原子炉注水停止時水位、原子炉圧力容器急速減圧時刻、原子炉圧力容器急速減圧弁数、及びペデスタル注水の有無以外のパラメータのうち、少なくとも１つのパラメータを含まないように構成してもよい。そして、入力パラメータに含まれないパラメータの例としては、例えば、原子炉圧力容器破損後の原子炉注水の有無、原子炉格納容器へのスプレイの有無、放射性物質の環境放出経路、フィルタベントの有無、ｐＨ制御の有無、原子炉注水時水位、原子炉注水開始時刻、注水ポンプ特性、原子炉内注水先、冷却材水源温度、ＰＣＶ内の初期気相成分及び温度、ドライウェルスプレイ流量等がある。これらのパラメータの少なくとも１つを入力パラメータに含めないことによって、事象進展への影響が小さいパラメータの入力を省略して必要な予測データをより迅速に取得することができる。
【０１０６】
また、本実施形態では、原子炉圧力容器破損のタイミング、及び原子炉格納容器圧力の少なくとも１つの実測値に基づいて、予測データを補正するように構成した。これによって、予測データの精度をより高めることができる。
【０１０７】
また、本実施形態では、選択された状態予測元データに基づいて、原子炉格納容器圧力が所定の値に到達するまでの時間を予測するように構成した。これによって、ベントタイミングを迅速に予測することができる。
【０１０８】
また、本実施形態では、入力パラメータが更に原子炉圧力容器破損後の原子炉注水の有無、原子炉格納容器へのスプレイの有無、放射性物質の環境放出経路、フィルタベントの有無、及びｐＨ制御の有無のうちの少なくとも１つを含むように構成した。これによって、放射性物質の環境放出量をより正確に予測することができる。
【０１０９】
また、本実施形態では、状態予測元データが、事故フェーズに応じたデータ数で近似されるように構成した。これによって少ないデータ量で状態予測元データを構成することができるので、記憶部２５０内の記憶データを削減できると共に予測に必要な計算量を減らして迅速に予測データを得ることができる。
【０１１０】
また、本実施形態では、原子炉への冷却水の注水が停止した後は、注水が継続して停止しているものとして原子炉水位、原子炉圧力容器破損のタイミング、原子炉格納容器圧力、放射性物質の環境放出時刻、及び放射性物質の環境放出量のうちの少なくとも１つを予測するように構成した。これによって注水停止後に復旧する複雑な事象を扱う必要がなくなるので、迅速に必要な予測データを取得することができる。
【０１１１】
また、本実施形態では、原子炉への冷却水の注水が停止した後のペデスタル注水、原子炉注水、及びドライウェルスプレイを考慮して放射性物質の環境放出量を予測するように構成した。これによって、放射性物質の環境放出量を正確に予測することができる。
【０１１２】
次に、本発明の第２実施形態に係る原子炉システム３００について、図面を参照して具体的に説明する。
【０１１３】
（第２実施形態）
図１２は、本発明の第２実施形態に係る原子炉リスク管理装置４００による予測対象である、原子炉システム３００の構成の一例を示すブロック図である。なお、本実施形態では、原子炉システム３００について、加圧水型軽水炉（PWR: Pressurized Water Reactor）を例に説明し、第１実施形態である沸騰水型軽水炉との差異点を主に説明する。
【０１１４】
原子炉システム３００は、放射性物質である燃料と炉心３０３を備えた原子炉圧力容器３０１と、原子炉圧力容器３０１を取り囲み、冷却材喪失時等に外部への放射性物質の放出を抑制する原子炉格納容器３２０と、原子炉圧力容器３０１内で加熱された一次冷却材である加圧水を加圧する加圧器３１０と、加熱及び加圧された加圧水を熱交換器３４１に導入して二次冷却材である軽水を加熱して蒸気を発生させる蒸気発生器３４０と、原子炉格納容器３２０を取り囲む図示しない原子炉建屋とを備えている。また、図１２には、原子炉圧力容器３０１内に一次冷却材である加圧水を供給する一次冷却材ポンプ３０５、及びタービン等を経由して冷却された二次冷却材である軽水を蒸気発生器３４０に供給する二次冷却材ポンプ３４５を併せて示している。
【０１１５】
原子炉圧力容器３０１は、図１２に示すように、蒸気発生器３４０において熱交換器３４１により冷却された一次冷却材である加圧水が一次冷却材ポンプ３０５により一次給水路３０５ａ経由で内部に供給されている。また、原子炉圧力容器３０１内で加熱された加圧水は、加圧水路３０７ａ経由で加圧器３１０に供給されて加圧された後、蒸気発生器３４０に供給される。加熱及び加圧された加圧水は、蒸気発生器３４０内の熱交換器３４１において放熱することで二次冷却材である軽水を加熱・気化させると共に自らは冷却されて再び原子炉圧力容器３０１へと戻る。
【０１１６】
熱交換器３４１内で加圧水によって加熱された軽水は、高温の蒸気となった後、蒸気供給路３４７ａ及び図示しない調圧弁を経由して蒸気タービンに送られ、蒸気タービンを回転させることにより発電を行う。
【０１１７】
原子炉格納容器３２０は、冷却材喪失時等に原子炉圧力容器３０１から漏出した放射性物質が外部に漏洩しないようにバリアとしての役割を有する。原子炉格納容器３２０内には、図示しない加圧器逃がしタンクが設けられており、加圧器３１０内の圧力が所定の閾値を超えたときは、加圧器３１０の急速減圧弁が開放されて、加圧器３１０内の加圧水が加圧器逃がしタンク内へと排出される。また、蒸気発生器３４０内の圧力が所定の閾値を超えたときは、蒸気発生器３４０の急速減圧弁が開放されて、蒸気が例えば蒸気供給路３４７ａから環境中に放出される。
【０１１８】
ここで、第２実施形態に係る原子炉システム３００と、第１実施形態に係る原子炉システム１００との関係を表６にまとめておく。
【０１１９】
【表６】
2018136226.tif 000008
【０１２０】
加圧水型軽水炉では、原子炉圧力容器３０１の直下の空間を沸騰水型軽水炉におけるペデスタルに代えて、原子炉キャビティと呼ぶ。そして、加圧水型軽水炉における原子炉注水水源：内部とは、事故発生後に原子炉キャビティに蓄積された水を原子炉注水の水源として用いることをいう。
【０１２１】
注水停止時刻、及び注水停止時水位については、加圧水型軽水炉では、１次系と２次系とに分けて考慮する。すなわち、１次系の注水停止時刻は、一次冷却材である加圧水の加圧器３１０内への注水が停止した時刻であり、２次系の注水停止時刻は、二次冷却材である軽水の蒸気発生器３４０内への注水が停止した時刻である。同様に、１次系の注水停止時水位は、一次冷却材である加圧水の加圧器３１０内への注水が停止した時の加圧器３１０内の水位であり、２次系の注水停止時水位は、二次冷却材である軽水の蒸気発生器３４０内への注水が停止した時の蒸気発生器３４０内の水位である。
【０１２２】
また、急速減圧時刻、及び急速減圧弁数についても、加圧水型軽水炉では、１次系と２次系とに分けて考慮する。すなわち、１次系の急速減圧時刻は、加圧器３１０内の圧力が所定の閾値を上回ったため加圧器３１０の急速減圧を行った時刻であり、２次系の急速減圧時刻は、蒸気発生器３４０内の圧力が所定の閾値を上回ったため蒸気発生器３４０の急速減圧を行った時刻である。同様に、１次系の急速減圧弁数は、加圧器３１０内の圧力が所定の閾値を上回り加圧器３１０の急速減圧を行った時に開放された弁数であり、２次系の急速減圧弁数は、蒸気発生器３４０内の圧力が所定の閾値を上回り蒸気発生器３４０の急速減圧を行った時に開放された弁数である。
【０１２３】
なお、加圧水型軽水炉の急速減圧において、１次系の急速減圧は、ＢＷＲにおけるＲＰＶの急速減圧に相当する。２次系は、ＢＷＲには存在しないが、この二次冷却材が喪失すると１次系の除熱機能が喪失し、結果として１次系の水位低下に至る。従って、２次系についても考慮が必要である。
【０１２４】
加圧水型軽水炉においては、原子炉キャビティに直接注水する設備は無い。しかし、ＬＯＣＡによるブローアウト水やＰＣＶスプレイの水が原子炉キャビティに蓄積された場合、沸騰水型軽水炉におけるペデスタル注水と類似の条件となる。このため、加圧水型軽水炉においては、「原子炉キャビティへの水供給の有無」を「ペデスタル注水の有無」と読み替えて入力パラメータとしている。
【０１２５】
なお、加圧水型軽水炉においては、ＲＰＶ破損後の原子炉注水による対策は取られないため、これに対応する入力パラメータは無い。
【０１２６】
また、加圧水型軽水炉においては、ウェットウェルが存在せず、放射性物質の放出経路はドライウェル経由に限定されるため、これに対応する入力パラメータは設けられていない。
【０１２７】
また、ｐＨ制御は、沸騰水型軽水炉、及び加圧水型軽水炉の双方で行われているが、沸騰水型軽水炉ではサプレッションプール２２にアルカリ物質を投入する一方、加圧水型軽水炉では、ＰＣＶスプレイ水源にアルカリ物質を投入している。
【０１２８】
第２実施形態に係る原子炉リスク管理装置４００については、第１実施形態と同様に図２に示す構成を有するので、ここでの詳細な説明は省略する。使用者は、本実施形態の原子炉リスク管理装置４００による原子炉内の状態予測を行うにあたり、入力部２１０から入力パラメータの入力を行う。この入力パラメータの入力は、第１実施形態と比較して、注水停止時刻、注水停止時水位、急速減圧時刻、及び急速減圧弁数について、１次系の他に２次系の入力パラメータを別個に入力できるようにしてもよい。また、ＲＰＶ破損後の原子炉注水の有無、及び放射性物質の放出経路については入力しなくてもよい。また、上述のように、「原子炉キャビティへの水供給の有無」を「ペデスタル注水の有無」と読み替えて入力パラメータを入力すればよい。
【０１２９】
なお、第１実施形態に示した「注水期間」及び「注水停止後」の各事故フェーズ間の遷移条件は任意に定めることができる。例えば、１次系の注水が停止された時点で事故フェーズを「注水期間」から「注水停止後」へと遷移させるように構成してもよいし、１次系の注水及び２次系の注水の双方が停止された時点で事故フェーズを「注水期間」から「注水停止後」へと遷移させるように構成してもよい。また、１次系の注水又は２次系の注水のいずれか一方が停止された時点で事故フェーズを遷移させてもよく、更には２次系の注水停止のタイミングで事故フェーズを遷移させてもよい。
【０１３０】
また、各事故フェーズにおけるデータベースは、注水停止時刻（注水期間）、注水停止時水位、急速減圧時刻、急速減圧弁数等について、１次系の他に２次系の値を扱えるように構成してもよい。例えば、第１実施形態において表３に示した事故フェーズ「注水停止後」のデータベースは、１次系及び２次系の各注水停止時水位ごとにデータベースを有するように構成してもよい。また、１次系及び２次系の各急速減圧弁数、又は注水期間ごとにデータベースを有するように構成してもよい。
【０１３１】
本発明を諸図面および実施例に基づき説明してきたが、当業者であれば本開示に基づき種々の変形または修正を行うことが容易であることに注意されたい。従って、これらの変形または修正は本発明の範囲に含まれることに留意されたい。例えば、各構成部に含まれる機能などは論理的に矛盾しないように再配置可能であり、複数の構成部を１つに組み合わせたり、或いは分割したりすることが可能である。
【符号の説明】
【０１３２】
１        原子炉圧力容器
３        炉心
５        給水ポンプ
５ａ      給水路
７        調圧弁
７ａ      蒸気供給路
９        主蒸気逃がし弁
９ａ      逃がし流路
２０      原子炉格納容器
２２      サプレッションプール
２２ａ    排出路
２２ｂ    大気開放路
３０      フィルダベント部
３０ａ    大気開放路
４０      原子炉建屋
１００    原子炉システム
２００    原子炉リスク管理装置
２１０    入力部
２３０    制御部
２５０    記憶部
２７０    通信部
２９０    出力部
３００    原子炉システム
３０１    原子炉圧力容器
３０３    炉心
３０５    一次冷却材ポンプ
３０５ａ  一次給水路
３０７ａ  加圧水路
３１０    加圧器
３２０    原子炉格納容器
３４０    蒸気発生器
３４１    熱交換器
３４５    二次冷却材ポンプ
３４５ａ  二次給水路
３４７ａ  蒸気供給路
【図１】
2018136226.tif 000009
【図２】
2018136226.tif 000010
【図３】
2018136226.tif 000011
【図４】
2018136226.tif 000012
【図５】
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【図６】
2018136226.tif 000014
【図７】
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【図８】
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【図９】
2018136226.tif 000017
【図１０】
2018136226.tif 000018
【図１１】
2018136226.tif 000019
【図１２】
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