第14回原子力委員会
参考資料第2-1号

過酷事故プラットフォームでの議論のための情報収集（案）
平成３０年４月１１日 Rev2
平成２９年１２月５日
原 子 力 政 策 担 当 室
過酷事故プラットフォームで対象とする過酷事故研究の項目をリストアップする。（主要メンバーにレビューを依頼し充実化を図る。）
１． 過酷事故に関する知識の開示と普及、教科書、研修資料① NUREG/CR-6042､Rev.2 Perspectives on Reactor Safety② Nuclear Safety in Light Water Reactors
Phenomenology Edited by Bal Raj Sehgal③ SARNET course 2011 Pisa SA seminar（非公開）④ 過酷事故に関する"State of Art Report(SOAR)”

SevereAccident IN-VESSEL CORE DEGRADATION CODE VALIDATION
MATRIX Update 1996-1999 NEA/CSNI/R(2000)21
 In-Vessel Core Degradation State-of-Art Report Update（CoreSOAR）NUGENIA （Duration 1 July 2016- 30 June 2018）
 State-of-the-Art Report on Molten Corium Concrete Interaction
and Ex-Vessel Molten Core Coolability NEA/CSNI/R(2016)15
 State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses (SOARCA) Report
NUREG-1935 等

⑤ その他
２．

過酷事故に関する実験研究の分類項目(表参照)
過酷事故に関する実験研究を以下の分類に整理し、研究概要を把握する。
論文、報告書、（2 次報告書を含む）等研究成果に関する情報を収集する。主
要な研究プロジェクトを表―1 に示す。（主要メンバーにレビューを依頼し充実化を図る。）
連携の趣旨を踏まえるとナトリウム冷却高速炉関係の実験についても含める。軽水炉とは別の表とはせず、実験名に高速炉対象であることをカッコ書きする。たとえば再臨界に係る実験は過酷事故シナリオとの関連でなされているなら③、現象に注目しているなら⑩のウに入る。ナトリウム・コンク
リート反応やナトリウム・水反応など高速炉特有の事象で炉心崩壊が生じた

後を対象としている実験があればそれぞれの分類のところに記載する【過酷事故を対象としていない実験、たとえばナトリウムの漏えいに係る実験などは記載不要】。
① 炉心損傷初期（再冠水による過熱炉心の損傷も含む）② 炉心崩壊期【炉心損傷後期】ヨウ素やセシウムを含むＦＰ（エアロゾル、ガス状など）や水素、過熱蒸気などの挙動を含む③ 原子炉容器内溶融物挙動と冷却性（IVR を含む）
④ 原子炉容器と 1 次冷却系統破損・溶融物・ＦＰの格納容器内への放出挙動⑤ 格納容器直接加熱（ＤＣＨ）など格納容器と貫通部の破損挙動（PWR の蒸気発生器伝熱管の破損による格納容器バイパスを含む）⑥ 溶融物の格納容器床での広がり挙動、構造物や格納容器内壁との相互作
用⑦ 溶融物とコンクリートの相互作用（ＭＣＣＩ）⑧ 原子炉 1 次系からの揮発性ＦＰ等の放出に影響する挙動、配管沈着挙動等も含む⑨ 格納容器と原子炉建屋からの揮発性ＦＰ等の放出挙動⑩ 原子炉建屋外での揮発性・気体状ＦＰ等の拡散と付着挙動⑪ オフサイト環境中でのＦＰ等の挙動⑫ 過酷事故時のＲＣＩＣなど非常用炉心冷却系や原子炉 1 次系と格納容器とその弁、シール等の挙動⑬ 個別事象⑬－イなどの分類で表に記載する。
(ア) 溶融物・水相互作用【水蒸気爆発】【原子炉容器内、原子炉容器外】(イ) 水素燃焼・爆発(ウ) 再臨界⑭ 設備設計関係⑫と統合してもよいかもしれない。
(ア) 原子炉容器内溶融物の原子炉容器外冷却（ＡＰ１０００，ＶＶＥＲ等）(イ) コアキャッチャ（ＥＰＲ， ＶＶＥＲ等）(ウ) フィルターベント、サプレッションプールＦＰ挙動(エ) 水素再結合器(オ) 格納容器スプレ等(カ) 使用済燃料プール

３． 過酷事故に関する解析コード
主要な過酷事故解析コードについて、利用マニュアル、参考文献、入力デー
タ例や利用支援環境などに関する情報を収集する。個別現象解析コードは 2の実験分類の中で扱う。
① ＭＥＬＣＯＲ② ＭＡＡＰ③ ＡＳＴＥＣ④ ＴＨＡＬＥＳ⑤ ＳＡＭＰＳＯＮ
４． 海外の過酷事故研究所等
過酷事故に関する実験・研究を実施している研究所等について、組織、研究項目等の情報を収集する。
 欧州（別紙１参照）
 NUGENIA （SARNET を含む）
 Karlsruhe Institute of Technology (KIT, Germany) Commissariat àl'EnergieAtomiqueet aux Energies Alternatives(CEA, France)
 Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire (IRSN, France) Royal Institute of Technology (KTH, Sweden)
 その他
 米国(別紙 2 参照)
 国立研究所
1.
2.
3.
4.
5.



ANL
ORNL
SNL
INL
その他

 EPRI韓国
 KAERI 浦項工科大学校 Pohang University of Science and Technology 他
中国 上海交通大学
国際機関

 OECD/NEA IAEA
５． 国内の過酷事故研究所等
国内の過酷事故研究所等に関して、組織、研究項目等の情報を収集する。
 原研、JAEA



NUPEC
電中研
エネ総工研
日立、東芝、三菱重工等のメーカ
筑波大学等の大学
その他

６． 過酷事故に関する文献リスト作成
収集した資料をまとめて文献リストを作成する。
以上

別紙 1 欧州の主要な過酷事故実験研究施設等
Table 1: list of main experimental facilities
The experiments in italic fonts are performed by non-European organizations but are the object of bilateralagreements with some European organizations (or in the frame of a FP7 project).

Subarea

Facilities (owner)

Objectives

2.1

QUENCH(KIT)CODEX(AEKI)
DEFOR (KTH)
PRELUDE/PEARL (IRSN)DEBRIS (IKE) COOLOCE(VTT) QUENCH-Debris (KIT)LIVE (KIT)RESCUE (CEA)Core degradation “Debris formation and coolability Debriscoolability““
Debris formation

JRC/ITU exp.

Corium behaviour in vessel lower head Externalvessel cooling
Corium thermo chemistry

CORDEB (NITI)

Corium behaviour in vessel lower head

2.2

DISCO (KIT)VULCANO (CEA)
HECLA, COMETA (UJV)
SICOPS (AREVA GmbH)
CLARA (CEA)
MOCKA (KIT)POMECO and DEFOR (KTH)KROTOS (CEA)
CCI (ANL)DCHMCCI (real materials)““
MCCI (simulant materials)“
Debris formation and coolability
Debris formation
MCCI

2.3

TOSQAN (IRSN)MISTRA (CEA)
THAI (Becker Techn.)
PANDA (PSI)
CONAN (Univ. Pisa)
HYKA (KIT)ENACEFF (IRSN-CNRS)REKO (Jülich)
Russian facilities in ERCOSAM

Gas distribution“““
Condensation on containment walls
H2 combustion“PARs
Gas distribution

2.4

Phébus.FP (IRSN)
Integral experiments on source term
VERDON (CEA)
FP release
RUSET (AEKI)“FIPRED (INR)“CHIP (IRSN)FP (Iodine, Ruthenium…) behaviour in circuits
EXSI (VTT)“JRC/ITU exp.
“EPICUR (IRSN)
Iodine in containment
THAI (Becker Techn.)“PARIS (AREVA GmbH)“Chalmers exp. (Sweden)
Iodine and Ruthenium behaviour
注記）Sub-area “2-1 In-vessel corium/debris coolability”,“2-2 Ex-vessel corium interaction andcoolability” ,“2-3 Containment behavior,including hydrogen explosion risk”,“ 2-4 Source term” ,（参考“2-5 Severe accident linkage to environmental impact and emergency management”）
出典）NUGENIA Global Vision Version April 2015 Revision1.1

別紙 2 米国の主要な過酷事故実験研究施設等
NRC 主導の国際プログラム Cooperative Severe Accident Research Program参考資料：NUGENIAのメンバー

２０１７年のメンバーは１１４機関
日本からIAE(エネルギー総合工学研究所）とJAEA（日本原子力研究機構）の２機関が参加
Honorary members

Fullmembers

出典：http://nugenia.org/full-members/