308

ミッドループ運転時余熱除去系喪失事象への統計的安全評価手法の適用
The application of the statistical safety evaluation method to the loss-of-RHR
event during mid-loop operation＊ 11＊ 2＊ 2 佐々木＊1 ＊1
山田 実（Minoru Yamada)＊
南雲 宏一（Hiroichi
宏一（Hiroichi
Nagumo)佐々木
泰裕（Yasuhiro
Sasaki)
南雲
Nagumo)泰裕（Yasuhiro
Sasaki)＊ 11＊ 1＊ 1＊1 ＊1
木下 郁男（Ikuo Kinoshita)＊
村瀬 道雄（Michio
道雄（Michio
Murase)則敏（Noritoshi
Minami)
村瀬
Murase)南 南
則敏（Noritoshi
Minami)＊ 11 吉田＊ 1＊ 1
歌野原 陽一（Yoichi Utanohara)＊
吉田 至孝（Yoshitaka
至孝（Yoshitaka
Yoshida)Yoshida)要 約 熱 流 動 解 析 に お け る 統 計 的 安 全 評 価 手 法 に つ い て は，最 初 に 米 国 NRC に よ っ て PWR（Pressurized Water Reactor）の大破断 LOCA（Loss-Of-Coolant Accident）/ECCS（Emergency
Core Cooling System）性能評価解析への適用を例示として CSAU（Code Scaling, Applicability andUncertainty）手法が整備された．わが国でも PWR を対象とした大破断 LOCA/ECCS 性能評価解析への適用に向けた研究や BWR（Boiling Water Reactor）を対象とした運転時の異常な過渡変化への適用に向けた研究が行われている．統計的安全評価手法の適用により，最適評価結果に対する不確かさが定量的に評価され，過度の保守性を合理的に排除することで信頼性の高い評価結果が得られる．ここでは PWR のプラント状態の中で比較的リスクが高いと考えられている「ミッドループ
運転時余熱除去系（RHR）機能喪失」事象を対象とした，統計的安全評価手法の適用について解説する．ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象では 1 次系圧力および原子炉水位が重要なパラメー
タであり，この 2 つのパラメータを評価パラメータとして重要現象ランクテーブル（PIRT）を作成
し重要現象を抽出する．リフラックス冷却事象と重力注入事象に共通する重要現象として，炉心沸騰に伴う炉心および上部プレナム内の二相流体の膨張や流動の成層化（高温側配管）などが挙げられる．リフラックス冷却事象では，冷却用 SG（Steam Generator）内に非凝縮性ガスおよび水がどれだけ存在するかが 1 次系圧力に大きく影響するため，総合実験解析での重要な着目点になる．
キーワード

ミッドループ運転

RHR 機能喪失

CSAU

PIRT

RELAP5/MOD3.2

Abstract
As regards to the statistical safety evaluation method in thermal-hydraulicanalysis, the CSAU（Code Scaling, Applicability and Uncertainty）method was developed by
U.S.NRC for the first time as an example of an application to the large break LOCA/ECCS analysis
for PWR. Studies are being performed in Japan also for its applications to the large break
LOCA/ECCS analysis for PWR and to the off-normal transient analysis for BWR. By applying thisstatistical evaluation method, the uncertainties of evaluation results can be estimated quantitatively, and as a consequence, excessive conservatism could be removed reasonably to obtain evaluation
results with enhanced reliability. In the present paper, an explanation of the statistical method will
be presented using an example of its application to a loss-of-RHR event during a mid-loop operation
which is a relatively high risk event among PWR plant operational states. Since the RCS pressure
and the reactor water level are thought to be important parameters in this event, the PIRT
（Phenomena Identification and Ranking table）is developed to identify important phenomena using
these two as evaluation parameters. The two-phase fluid expansion in the core and the upper
plenum due to boiling and the flow stratification in the hot leg are identified as important phenomena
common to reflux cooling and gravity injection events. Since in the reflux cooling event, the RCS
pressure is largely affected by the amounts of non-condensable gas and water existing in the SG touse for cooling, those are considered as important viewpoints in the integral test analysis of theevent.
Keywords＊1＊2

Mid-loop operation, Loss-of-RHR, CSAU, PIRT, RELAP5/MOD3.2(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所
元(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所

現在

MHI 原子力エンジニアリング(株)309

1. はじめに

3.

統計的安全評価手法の手順

熱流動解析における統計的安全評価手法について「ミッドループ運転時 RHR 機能喪失」事象を対象

は，最初に米国 NRC によって PWR（Pressurizedとして実施する 14 ステップの手順について以下に示

Water Reactor）の大破断 LOCA（Loss-Of-Coolant

す．こ の 14 ス テ ッ プ は 日 本 原 子 力 学 会 標 準 (2) にAccident）/ECCS（Emergency Core Cooling Sys-

沿ったものである．

tem）性 能 評 価 解 析 へ の 適 用 を 例 示 と し て CSAU

3.1

（Code Scaling, Applicability and Uncertainty）手法

ステップ 1（解析事象の選定）（1）が整備された．わが国でも PWR を対象とした大破断 LOCA/ECCS 性能評価解析への適用に向けた

どのような事象，シナリオに適用するかを決定す研究や BWR（Boiling Water Reactor）を対象としたる必要があり，ここではミッドループ運転時 RHR運転時の異常な過渡変化への適用に向けた研究が行機能喪失事象のリフラックス冷却と重力注入のシナわれている．

リオに適用した例について説明する．それぞれの事
象進展シナリオは以下のとおりである．

統計的安全評価手法の適用により，最適評価結果
に対する不確かさが定量的に評価され，過度の保守

3.1.1 リフラックス冷却性を合理的に排除することで信頼性の高い評価結果が期待される．

リフラックス冷却シナリオの炉心沸騰後のプラン

ここでは PWR のプラント状態の中で比較的リス
クが高いと考えられている「ミッドループ運転時余

ト状態を図 3 に示す．RHR 機能喪失後，炉心冷却材

熱 除 去 系（RHR：Residual Heat Removal）機 能 喪

温度は上昇し，ついには沸騰する．炉心で発生した失」事象を対象とした，統計的安全評価手法の適用

蒸気は原子炉容器内の二相水位を押し上げ，1 次系

について解説する．

圧力は徐々に上昇する．蒸気は 1 次系内の非凝縮性ガス領域に移動し，非凝縮性ガスを伴って冷却用

2. 統計的安全評価手法の概要

SG（Steam Generator）へと流入する．原子炉容器内および高温側配管内の水の一部もまた蒸気流に

統計的安全評価手法の概念を図 1 に示す．入力条

よって冷却用 SG へと押し出される．冷却用 SG 内

件，解析モデルの不確かさの確率密度分布をサンプの蒸気は非凝縮性ガスを圧縮し，SG 伝熱管との接リングしてデータセットを作成し，最適評価コード

触によって凝縮する．凝縮水は高温側配管を通ってにより解析する．多数のデータセットに対して解析

原子炉容器へと戻っていく．凝縮水のうち一部はし，評価パラメータの解析結果の確率分布を求め，SG 伝熱管または SG 入口プレナムに残る．高温側配95％累積確率レベルの結果を採用する．統計的安全管，SG 入口ノズルおよび SG 伝熱管で対向流が生じ評価手法の全体の流れ(2)は図 2 に示すとおり，全体

る．冷却用 SG 内の非凝縮性ガスの蓄積量は蒸気流で 3 エレメント，14 ステップからなる．

が継続する間緩やかに増加していく．冷却用 SG 内

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図1

統計的安全評価手法の概念

310の非凝縮性ガスおよび水の蓄積は SG での伝熱を悪図 4 に示す．炉心で発生した蒸気は，二相膨張に化させ，1 次系圧力が上昇する．1 次系圧力は，冷却

よって原子炉水位を上昇させ，加圧器頂部の開口部

用 SG の伝熱管における非凝縮性ガスおよび水の蓄から流出していく．原子炉容器および高温側配管内積量に依存する．

の水も蒸気とともに加圧器へと流入していく．加圧器内の蒸気流速は比較的遅いため，加圧器に流入し

3.1.2

重力注入

た二相流は水と蒸気に分離し，水は加圧器内に蓄水する．開口部からの蒸気の流出によって 1 次系保有

重力注入シナリオの炉心沸騰後のプラント状態を水量は減少していき，緩和手段が講じられなければࢫࢸࢵࣉ 1࢚࣓ࣞࣥࢺ 1ゎᯒࢥ࣮ࢻࡢ㐺⏝ᛶホ౯ࢫࢸࢵࣉ 4ゎᯒࢥ࣮ࢻࡢ㑅ᐃゎᯒ஦㇟ࡢ㑅ᐃࢫࢸࢵࣉ 5ࢫࢸࢵࣉ 2ゎᯒࢥ࣮ࢻࡢ᝟ሗ཰㞟ཎᏊ⅔᪋タࡢ㑅ᐃࢫࢸࢵࣉ 3㔜せᗘࣛࣥࢡࢸ࣮ࣈࣝࡢసᡂ

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図2

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統計的安全評価手法の全体の流れ(2)

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311

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SG

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図3

リフラックス冷却時のプラント状態

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図4

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重力注入時のプラント状態

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312

炉心露出に至る．炉心露出を防ぐために，運転員がているが，それ以外の適用例は少ない．ミッドルー

RWST（Refueling Water Storage Tank）からの重プ運転時 RHR 機能喪失事象の PIRT 作成に当って力注入を行う．重力注入の駆動力は小さいため，重も，その考え方が参考になる．

力注入流量は 1 次系圧力に大きく依存する．加圧器

現象は，事象進展をフェーズ分けし，1 次系各部

内の蓄水，加圧器安全弁配管および加圧器サージ管

位毎に流動と熱伝達に分けて抽出する．リフラック

での圧損は 1 次系圧力を上昇させ，重力注入流量に

ス冷却のフェーズ分けを表 1 に，重力注入のフェー影響する．

ズ分けを表 2 に示す．また，現象の抽出に当たってはこれまで実施された ROSA-IV/LSTF（日本）（4），3.2

ステップ 2（原子炉施設の選定）

BETHSY（フ ラ ン ス）（5），IIST（台 湾）（6）及 び
PKL（ドイツ）（7）のミッドループ運転時 RHR 機能評価対象となるプラントを選定する．

喪失事象に係わる実験，NRC のミッドループ運転時

ここでは，関西電力㈱が所有する PWR プラント

RHR 機能喪失事象の 検討報告書（8），INSS（Institute of Nuclear Safety System, Incorporated）で実を対象とする．

施した実機解析結果などが参照できる．

3.3

ステップ 3（重要度ランクテーブル（PIRT）の作成）

なお，ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象における評価パラメータは，原子炉水位と 1 次系圧力である．原子炉水位は，炉心が露出すると燃料棒が適用シナリオ，適用プラントに基づいて出現する

過熱してしまうことから重要なパラメータである．1

熱水力現象を抽出整理し，評価対象パラメータに対次系圧力は，リフラックス冷却では 1 次系圧力が加する影響の観点から重要度をランク付けし，PIRT

圧器逃がし弁設定圧まで上昇すると 1 次系から冷却（Phenomena Identification and Ranking Table）を作材が流出してしまい，いずれ炉心が露出してしまう

成する．PIRT を作成する目的は，重要現象を抽出こと，また重力注入では 1 次系圧力を SG 出入口にすることである．そして PIRT で抽出した重要現象

設置しているノズル蓋の耐圧値以下に抑える必要がに係わる解析モデルの不確かさを定量化して，統計あることから重要である．

解析により評価パラメータの分布を求める．

現象のランクは重要度の大きいものから順に H，PIRT は，大破断 LOCA/ECCS 性能評価解析を対象として作成された例が米国 NRC より報告 (3) され

表1

M，L の 3 段階に分け，解析での取り扱いもランクに応じて分ける．ランクの基準を表 3 に示す．

リフラックス冷却の事象進展フェーズ

フェーズ
炉心沸騰前
SG 冷却開始前

説明
RHR 機能喪失しても炉心は未飽和状態で，加熱されているが蒸気は発生していない．
炉心が沸騰し，発生した蒸気は 1 次系各部に流入するが，未だ，SG での蒸気凝縮が十分発達していない．

SG 冷却開始後

冷却 SG に蒸気が定常的に流入し，凝縮され，凝縮水は原子炉容器に戻る．非凝縮性ガスが蒸気によって運ばれ，SG に蓄積する．1 次系圧力は熱伝達の悪化，2 次側圧力上昇により上昇する．

表2
フェーズ
炉心沸騰前
重力注入前

重力注入開始後

重力注入の事象進展フェーズ

説明
RHR 機能喪失しても炉心は未飽和状態で，加熱されているが蒸気は発生していない．
炉心が沸騰し，発生した蒸気により液相が加圧器に運ばれ，蒸気は加圧器開口部から流出し，液相は加圧器に蓄水する．原子炉容器内の水位は低下する．加圧器水位が開口部近傍まで上昇すると液相も流出する．加圧器内蓄水及び開口部での圧力損失により 1 次系圧力が上昇する．
運転員操作により RWST から重力を駆動力とした注入を開始し，原子炉容器保有水量を回復す
る．注入に伴い RWST 水位が低下すると注入流量も変化する．保有水量回復に伴い加圧器開口から液相が流出すると 1 次系圧力が上昇し，重力注入は一時的に停止する．重力注入と 1 次系の相互作用により 1 次系圧力は変動する．

313

表 3 PIRT におけるランクとその基準
ランク

基準

H

その現象生起の影響が大きい．あるいは，その現象モデルの不確かさの影響が大きい．モデルの不確かさを実験データに基づいて検討する．不確かさの明確でないものは影響を感度解析等で確認し，影響の大きいものは不確かさを実験検証解析で定量化する．データが不足している場合は実験を行うことも検討する．不確かさの影響の大きいものは，プラント評価でモデルパラメータを統計的に扱う．

M

その現象生起の影響が比較的大きい．あるいは，その現象の不確かさの影響が比較的大きい．モ
デル化するが，個別モデルの検証，不確かさの定量化は行わない．

L

その現象生起の影響が小さい．あるいは，その現象モデルの不確かさの影響が小さい．モデル化
しない，あるいは，モデル化しても個別モデルの検証はおこなわない．

表 4 PIRT で抽出した代表的な重要現象(9)事象
リフラックス冷却

重力注入

共通

重要現象

説明

非凝縮性ガス存在下での SG 凝縮熱伝達

リフラックス冷却においては，SG 伝熱管 1 次側の熱伝達様式は非凝縮性ガス存在下での凝縮
熱伝達である．SG 熱伝達は 1 次系圧力に直接影響する．

SG 入口プレナム接続部傾斜配管での流動様 SG 伝熱管での蓄水に影響し，SG 熱伝達を通式および CCFL
して 1 次系圧力に影響する．
蒸気と非凝縮性ガスの置換による非凝縮性ガ ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象は比較
スの流出（加圧器）
的緩やかな過渡変化であり，密度差による蒸気と非凝縮性ガスの置換が起こりえる．加圧器から流出した非凝縮性ガスは蒸気によって冷却SG に運ばれ蓄積すると考えられる．SG 熱伝達に影響し，1 次系圧力に影響する．
高温側配管から加圧器サージ管へのエントレ 加圧器内の蓄水に影響する．蓄水の水頭によっ
インメントて 1 次系圧力に影響する．
流入液相の蓄積および水位上昇（加圧器）
加圧器内の蓄水は水頭によって 1 次系圧力に影響する．加圧器サージ管からの流入蒸気によって二相水位が上昇していくと加圧器開口部からの流出が二相になり，加圧器安全弁配管での圧損を通して 1 次系圧力に影響する．
二相流出に伴う圧力損失の増大（加圧器安全 加圧器開口部からの流出が二相になると，加圧弁配管）器安全弁配管での圧損が増大し，1 次系圧力を上昇させる．
炉心沸騰に伴う炉心および上部プレナム内の 炉心，上部プレナムの水が高温側配管へと流出
二相流体の膨張
し，原子炉容器保有水量に直接影響する．リフ
ラックス冷却では SG へ流入する水量にも影響し，SG 熱伝達に影響する．重力注入では加圧器サージ管を通って加圧器へ流入する水量に影響し，加圧器での蓄水に影響する．
流動の成層化（高温側配管）
水平層状流の気液相間摩擦はスラグ流より小さい．そのためリフラックス冷却においては高温側配管から SG に運ばれる水量に，重力注入においては高温側配管から加圧器サージ管を通して加圧器に運ばれる水量に影響する．

ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象を対象に

PIRT で抽出した重要現象のうち評価にあたって

上記の考え方で作成した PIRT（9）では，炉心，上部情報，知見が不足している点に関しては，実験や解プレナム，高温側配管，SG，加圧器での現象が重要

析を実施して確認する．ミッドループ運転時 RHR現象として抽出されている．代表的な重要現象(9)を機能喪失事象についての実施例を以下に示す．

表 4 に示す．

①

SG リフラックス凝縮伝熱実験(10)314

非 凝 縮 性 ガ ス が 存 在 す る 状 態 で の SG リ フ

3.4

ステップ 4（解析コードの選定）

ラ ッ ク ス 凝 縮 伝 熱 を 評 価 す る た め，圧 力
0.1〜0.4MPa で内径 19.3mm の鉛直管内にお解析に適用するコードを選定する．

ける気液対向流条件での蒸気・空気混合気体のミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象では非凝

リフラックス凝縮伝熱実験を実施した．特に低縮性ガスを扱う必要があること，及びこれまでプラ

熱流束の測定が困難で従来測定例がない低熱伝ント解析で使用してきた経験から最適評価コードと達率の範囲を含めた，主に層流条件における凝して RELAP5/MOD3.2(14)を選定する．

縮熱伝達率について検討を行い，凝縮熱伝達率の実験式を導出した．
②

3.5

ステップ 5（解析コードの情報収集）

高温側配管気液対向流実験(11)従来の流動様式の観察は，水平管または気液ステップ 3 で抽出した現象への選定コードの適用

並向流に限られており，高温側配管内の傾斜管性を判断するために必要なユーザーガイド，検証結およびエルボ部での気液対向流における詳細な

果説明書，モデル説明書等のコード説明文書を準備

流動様式の観察は報告されていない．ここでは，する．

高 温 側 配 管 を 1/15 ス ケ ー ル の 円 管（内 径50mm）で模擬した空気・水対向流実験を行い

こ こ で は，既 存 の RELAP5/MOD3.2 の 各 種 マ
ニュアルが使用できる．

流 動 様 式 と CCFL（Counter Current Flow
Limitation）特性を測定した．
③

3.6

ステップ 6(解析コードの適用性評価)

燃料バンドル空気・水実験(12)停滞水状態における燃料バンドルでのボイド

コード説明文書を参照して，基本定式の適用性，率特性を取得するために，4 × 4 燃料バンドル

抽出された重要現象へのコードの対応を検討し，モでの空気・水実験を行った．ハイスピードカメ

デルの妥当性を評価し，コードの適用性を決定する．

ラを用いて流動様式を観察し，4 × 4 燃料バン

また，適用上の注意事項等を整理する．

ドルの圧力降下の計測結果からボイド率を算出

適用対象としているミッドループ運転時 RHR 機能

してデータベースを取得するとともに，ボイド

喪失事象には以下の特徴がある．

率の相関式を算出した．
④

・初期状態が大気圧であり，低圧事象である．ま

加圧器内の蒸気・空気挙動の数値解析(13)た，崩壊熱が減衰している低出力状態である．

リフラックス冷却時において加圧器内の空気・非凝縮性ガスが初期から大量に 1 次系に存在し，が高温側配管に流出し SG 伝熱管へと移動する

非凝縮性ガスの挙動が重要となる．リフラック

か ど う か は よ く 分 か っ て い な い．そ こ で，ス冷却事象では特に重要になる．

FLUENT6.3.26 を 用 い て ROSA-IV/LSTF の

これに対し，RELAP5/MOD3.2 は，基本的に高加圧器を対象とした加圧器内の蒸気・空気挙動

圧，比較的高出力事象への適用を念頭においた解析の数値解析を行った．解析では，加圧器内の空コードである．また，非凝縮性ガスは取り扱えるが，気が高温側配管に流出する可能性は低いという気相は蒸気と非凝縮性ガスの完全混合を仮定してい結果が得られている．

る．

PIRT は工学的判断に基づいて作成されるものでこれらの RELAP5/MOD3.2 の扱いを念頭においあることから第三者的立場の専門家によるレビューて，RELAP5/MOD3.2 の各種マニュアルおよび収を受け，信頼性の向上を図る必要がある．

集した引用文献を参照して適用性を検討した結果，また，総合実験解析（ステップ 9），実機プラント

非凝縮性ガスを扱えること，水・蒸気の熱非平衡を解析（ステップ 12）において，PIRT で抽出した重扱えること，二相流の各種流動様式に対応している

要現象に係わる解析モデルの不確かさの影響を感度こと，ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象解析

解析で確認し，作成した PIRT の妥当性を確認する．

に適用した例(15)があることから適用可能であると判

その結果によっては PIRT の見直しを行う．

断できる．

315

3.7 ステップ 7(評価マトリックスの作成)

3.9.1 加熱管群流路実験解析

PIRT で抽出した重要現象を念頭において，適用

これは，ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象

シナリオの模擬性能を定量的に確認するための評価における重要現象のひとつに関係する管群におけるマトリックスを作成する．重要現象の模擬性能を確

気泡流，スラグ流の相間摩擦モデルの検証解析であ認するための個別効果実験，シナリオ全体の模擬性

る．

能を確認するための総合効果実験を取り入れた評価
マトリックスを作成する．

検証解析で用いる加熱管群流路実験（16）は，英国
Winfrith の THETIS 装置で行われた実験である．実

ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象を対象に験装置のテスト部は，57 本の加熱棒と 4 本の非加熱作成した評価マトリックス(9)では，個別効果実験と棒からなり内径 130.6mm の円管に納められている．

して THETIS（The Thermal Hydraulic Emergency

加熱長は，3.6m で PWR 炉心とほぼ同じであるが，Cooling Test Installation）加 熱 管 群 実 験 (16)，Wal-

模擬燃料棒外径は 12.2mm であり，PWR 燃料棒よlis-Dobson 実 験 (17) な ど が，総 合 効 果 実 験 と し てり少し太い．模擬燃料棒の軸方向出力分布はチョッ

ROSA-IV/LSTF1 次 系 開 口 無 し 実 験 (4)，BETH-

プトコサイン型の分布である．半径方向分布は平坦

SY6.9a 実験 (5) などが検証実験として挙げられていである．実験では，テスト部に水を張って，一定圧る．

力の下で加熱し，コラプス水位一定条件で出力を変化させ，二相水位を計測している．

3.8 ステップ 8（解析で用いるノード分
割の定義）

実 験 は 圧 力 0.2MPa，0.5MPa，1MPa，2MPa 及
び 4MPa，出力は 0〜150kW の範囲で行われている．
ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象での状態に適用シナリオを適切に模擬するための実機解析用対応する低圧，低出力の実験もある．

のノード分割を検討する．ノード分割の検討に当っ実験解析を行う実験の選定に当っては，実機のては，ステップ 9 で行う実験検証解析結果もフィー

ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象での条件をドバックし，実験解析の模擬性能も考慮して決定す参照して，この範囲をカバーするようにする．ボイる．実験解析のノード分割とプラント解析のノード

ド率は蒸気流速によって決まるため，出力について

分割は，各領域のノードの切り方およびノード数をは実機と実験で炉心単位流路面積あたりの蒸気発生

基本的に同一とする．

量が同じになるように単位面積当たりの出力を確認する．

3.9 ステップ 9（解析コード又は計算モ
デルの不確かさ評価）

管群における気泡流，スラグ流の相間摩擦モデルの精度は実験データと解析結果の二相水位を比較することにより確認できる．

ステップ 7 で作成した評価マトリックスに基づい

また，統計的安全評価において相間摩擦の不確かて検証解析を行う．個別効果実験を用いた検証解析

さを解析で扱うためには，相間摩擦の不確かさを定では対象としている現象モデルの精度を確認し，不量化し，相間摩擦係数に対する乗数（相間摩擦乗数）

確かさを定量化する．総合効果実験を用いた検証解の分布として求める必要がある．相間摩擦乗数は

析では，シナリオ全体の模擬性能を確認し，評価パ

RELAP5/MOD3.2 の相間摩擦係数に乗数を掛ける

ラメータの精度を定量化する．異なるスケールの実ようにコードを修正し，各実験について実験データ

験解析はスケールアップした場合のコードの模擬性の二相水位と解析結果の二相水位が一致するように能，精度の評価に利用できる．

乗数を調整して求められる．

ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象を対象に作成した評価マトリックスで挙げられた検証解析のうち代表的なものを以下に示す．

3.9.2

ROSA-IV/LSTF リフラックス冷却事象実
験解析

ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象の総合実
験の結果を利用して RELAP5/MOD3.2 のシステム

316

全体の模擬性能を検証するものである．

する．リフラックス冷却事象の特徴として，冷却用

ここでは，ROSA-IV/LSTF 実験装置によるリフ

SG 内の非凝縮性ガスおよび水の蓄積が SG での伝熱

ラックス冷却事象を模擬した実験(4)(18)を検証対象とを悪化させ，1 次系圧力が上昇する．また，冷却用している．実験の概要を以下に示す．

SG 内の蒸気は非凝縮性ガスを圧縮して伝熱領域を

ROSA-IV/LSTF 実験装置は実機 4 ループプラン

確保するため，非凝縮性ガスの存在量が多いと 1 次

トを同一高さ，体積 1/48 で模擬した大規模実験装置

系圧力がより高くなる．そのため，冷却用 SG 内にである．原子炉容器，1 次系ループ配管，SG，RCP

非凝縮性ガスおよび水がどれだけ存在するかが重要（Reactor Coolant Pump），加圧器，RHR 系統を含むになる．

ECCS 系統等 PWR の主要な設備が模擬されている．
4 ループ PWR を模擬しているが，1 次系ループは 2

3.9.3

BETHSY 重力注入事象実験解析

ループであり，SG，RCP も二つである．加圧器はミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象の総合実

A ループ高温側配管に接続されている．
表 5 に ROSA-IV/LSTF リフラックス冷却事象実
験条件 (4) を示す．本実験では加圧器が接続された験の結果を利用して RELAP5/MOD3.2 のシステム
全体の模擬性能を検証するものである．

ループと反対側のループである SG-B に水を張り，ここでは，BETHSY 実験装置による重力注入事象

冷却している．SG-A は空である．SG 一基での冷却を模擬した実験 test6.9a(5)を検証対象としている．

であるが，ROSA-IV/LSTF は SG 一基が PWR の二実験の概要を以下に示す．

基分相当の除熱容量を有しており，SG 二基での冷BETHSY 実験装置は 900MWe 級の実機 3 ループ

却に対応する．SG-B2 次側は 0.2MPa まで圧力が上プラントを同一高さ，体積 1/100 で模擬した実験装

昇すると圧力制御が行われ，ほぼ一定に維持される．

置である．1 次系ループは独立な 3 ループが設けら

炉心出力は定格の 0.6％相当であり，PWR で想定しれ，SG も RCP も 3 基ずつ設けられている．RHR 系ている 0.41％よりは高い．

統は設けられていない．

実験では，炉心沸騰後，1 次系圧力は上昇してい表 6 に BETHSY test6.9a の実験条件 (5) を示す．

くが，2 次側に水がある SG-B の伝熱管に蒸気が到

本実験では初期状態において 1 次系は飽和状態であ達し凝縮が始まると，圧力上昇が緩やかになる．そり，非凝縮性ガスは存在しない．SG2 次側は 3 基との後，SG2 次側で沸騰が始まると 1 次系圧力はいっもに空である．過渡開始とともに加圧器頂部にある

たん一定になるが，2 次側圧力の上昇に伴い再び上加圧器マンウェイを開き，また炉心出力を 140kW

昇していく．SG2 次側圧力が 0.2MPa になったとこ（定格の 0.5％）まで急激に上昇させる．燃料棒を模

ろで SG2 次側圧力を一定に制御すると，1 次系圧力擬しているヒーターロッド表面温度が 523K に達し，

は約 0.4MPa に落ち着く．

かつ低温側配管圧力が 0.15MPa 以下であれば重力検証解析では，評価パラメータである 1 次系圧力に主に着目しつつ，システム全体の模擬性能を確認

表5

水位2．境界条件
炉心出力
圧力制御
バルブ

実験では，炉心出力上昇後，1 次系の二相水位がROSA-IV/LSTF リフラックス冷却事象実験条件(4)1 次系

項目
1．初期条件
圧力
温度

注入による注入が可能である．

大気圧
高温側配管：323.5K（50.3℃）
低温側配管：305.1K（32.0℃）
高温側配管中心

2 次系
大気圧
SG-A/B：282.7K（9.5℃）
SG-A：空SG-B：通常水位（約 10m）

0.6％（430kW）

すべて閉止

SG-B が 0.2MPa になったら 0.2MPa に制
御圧力制御以外のバルブは閉止317

上昇し加圧器にも水が流入，蓄水し 1 次系圧力も上

特定し，それに伴なう不確かさについて検討する．

昇する．加圧器マンウェイからは蒸気が流出してい重要現象に係わるモデル，相関式のベースも調査

くが，一時的に水も流出していく．加圧器マンウェ

し，実機プラント条件と比較し，実機スケールへのイからの流出により 1 次系保有水量が減少し，炉心適用の影響を検討する．

が露出し始めると，炉心での蒸気発生量が減少する
ために 1 次系圧力が減少していく．炉心露出によっ

3.11てヒーターロッド温度が上昇していき 523K に達すステップ 11（入力データの不確かさの定量化）

ると重力注入が始まる．
検証解析では，評価パラメータである 1 次系圧力

プラント解析結果の不確かさには，プラント運転に主に着目しつつ，システム全体の模擬性能を確認

状態の不確かさも影響する．プラント解析においてする．また，重力注入事象は特に低圧で推移する事

不確かさを考慮すべきプラント初期状態パラメータ

象であることに注意する必要がある．この解析およを選定し，これらの不確かさのバイアス及びバラツ

び INSS で実施した実機解析（重力注入事象）ではキの分布を決定する．ミッドループ運転時 RHR 機

質量保存の誤差である質量エラーが大きく，この原能喪失事象への適用では原子炉水位，冷却材温度の因はコード内で特定の条件において僅かながらも液バラツキを実機運転データに基づいて確認し，バラ

相体積を無視する処理がボイド率に対して行われてツキが大きければ分布を決定し，実機プラント評価いることであった．低圧であるほど気液の密度差がに反映する．

大きく液相体積を無視する影響が大きいため，液相体積を無視する量を少なくするコード修正を行い，3.12

ステップ 12（感度解析）

質量エラーを低減する必要がある．
プラント評価で考慮する不確かさパラメータの評

3.10 ステップ 10（スケール効果の評価）

価パラメータへの影響を定量的に評価するため不確
かさパラメータを変動範囲内で振らせた感度解析を

小規模実験で検証した結果のプラントスケールへ行う．ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象へのの適用性を評価する．異なるスケールの実験解析が適用では，1 次系圧力，原子炉水位への影響を定量

あれば，その結果を検討しスケールアップの影響を的に把握する．

評価する．検証に用いた実験装置の流路形状，熱水プラント初期状態及びモデルの不確かさから解析

力条件を無次元数で整理し，ミッドループ運転時

結果の確率分布を求めるには，非常に多数の解析がRHR 機能喪失事象の実機プラント条件と比較するこ必要になる．これらの解析を最適評価コードによりとにより，歪み（スケールが違うことによって流動直接行うのは計算時間の観点からも，経済的にも実の様相等が相似でなくなること）の影響する現象を用的でない．そこで，CSAU 手法では，不確かさを

表6

BETHSY test6.9a 実験条件(5)
1 次系

項目

2 次系

1．初期条件圧力温度水位
非凝縮性ガス
加圧器マンウェイ
炉心出力

大気圧
373K
高温側配管中心
無し
閉
0kW

大気圧
−
3SG とも空有り−−

2．境界条件
炉心出力
加圧器マンウェイ
加圧器接続ループ
重力注入位置
重力注入水温0.5％（140kW）
開ループ 1
ループ 1 低温側配管
313K

−
−
−
−
−

318

考慮するパラメータの変動範囲で単一あるいは複数

3.14

ステップ 14（全体の不確かさ評価
及び統計的安全評価値の決定）

パラメータを振らせた感度解析を行い，この結果を用いて不確かさパラメータを独立変数とした解析結果の近似関数（応答曲面関数（1））を作成する．実際

実験データの不足等によりバイアス及び分布を定の統計解析では不確かさパラメータのサンプリング

義できないパラメータで結果の不確かさに寄与するをモンテカルロ法で行い，パラメータセットを応答

ものは，安全側に設定したバイアスを用いた保守的曲面関数に入力し，解析結果の確率分布を求める．

感度解析を行い，その結果を総合的な不確かさに加しかし，ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象

える．

への適用では，3.13 節で述べるとおり統計解析に応RELAP5/MOD3.2 では，非凝縮性ガスの挙動を

答曲面関数を用いず，順序統計法 (19) を使用するの蒸気と完全混合して 1 次元流動で扱っている．こので，ここでの感度解析は，不確かさパラメータの変扱いの結果への影響を総合実験解析結果に基づいて動の影響を定量的に確認する位置づけに留まる．

検討し，場合によってはモデルの限界の影響として付加的なマージンを考慮することが必要になるかも

3.13 ステップ 13（ランダムな不確かさ
及びバイアスの組合せ評価）

しれない．

4.

まとめ

入力データおよび解析モデルに対する不確かさの組み合わせが安全評価パラメータに及ぼす影響を統統計的安全評価手法の適用により，最適評価結果

計的に評価するため，不確かさが定量化された入力に対する不確かさが定量的に評価され，過度の保守

データおよび解析モデルを，ステップ 9 から 11 で設性を合理的に排除することで信頼性の高い評価結果

定した確率密度分布に基づいて変化させた実機統計が期待される．ここでは「ミッドループ運転時 RHR解析を実施する．この統計解析の結果から，評価パ

機能喪失」事象を対象とした，統計的安全評価手法

ラメータの確率分布を求める．

の適用について解説した．

ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象への適用

ミッドループ運転時 RHR 機能喪失事象では 1 次

では，1 次系圧力の最大値，原子炉水位の最小値の系圧力および原子炉水位が重要なパラメータであり，確率分布を求める．

この 2 つのパラメータを評価パラメータとして

CSAU 手法では本ステップにおいてステップ 9 か

PIRT を作成し重要現象を抽出する．リフラックス

らステップ 11 で定量化された，解析モデルの不確か

冷却事象と重力注入事象に共通する重要現象として，

さとプラント初期状態の不確かさをサンプリングし炉心沸騰に伴う炉心，上部プレナム二相流膨張や流て応答曲面関数に入力し，解析結果の統計分布を求動の成層化（高温側配管）などが挙げられる．

める．応答曲面関数を用いる場合は，応答曲面関数

リフラックス冷却事象では，冷却用 SG 内に非凝の精度も確認しておく必要がある．ミッドループ運

縮性ガスおよび水がどれだけ存在するかが 1 次系圧転時 RHR 機能喪失事象への適用における統計解析

力に大きく影響するため，総合実験解析での重要なは，応答曲面関数を用いず，直接最適評価コードに着目点になる．

よる解析を合理的な解析数だけ行い，95％累積確率レベルの評価結果を得る順序統計法を適用する．こ文献の手法では，Wilks の公式（19）に基づいて，解析結果の信頼度と累積確率レベルに応じて必要な解析数(１) B. Boyack et al., Quantifying Reactorが決まる．一つの解析パラメータの 95％信頼度のSafety Margins, Application of Code Scaling,

95％確率レベルの解析結果を得るには 59 ケースの解

Applicability, and Uncertainty Evaluation

析が必要となる．同時に二つの解析パラメータのMethodology to a Large-break, Loss-of-coolant

95％信頼度の 95％確率レベルの解析結果を得るにはAccident, NUREG/CR-5249, Dec.（1989）

更に解析数が増加する．

(２) 日本原子力学会 , 統計的安全評価の実施基
準：2008, AESJ-SC-S001:2008, May（2009）(３) R. A. Shaw et al., Development of a

319

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during, Proceedings of the 7th International Topicala

PWR

Large-break

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