2023/10/26「水化学部会」第46回定例研究会

SA解析におけるFP挙動
ーSA解析の歴史と今後ー

唐澤 英年

1内容
1. ソースターム評価の歴史
2. 確率論的リスク評価
3. SA解析コードの予測精度向上
3.1 残された課題
3.2 格納容器内ヨウ素挙動試験(Iod-9)の解析例
4. まとめ21

3「ソースターム」とは？
The quantity, timing, and characteristics of the release ofradioactive material to the environment following a severereactor accident (SA). The SA technology is employed fora variety of regulatory applications; plant siting evaluation
 emergency planning evaluation of performance of engineered safety futures
such as containment isolation and containment sprayadditives
 qualification of safety-related electrical equipment for
performance under accident conditions
 environmental impact statements
 post-accident monitoring requirement
 criteria for re-entry of a plant
NRC, NUREG-0956 (1986)

4

ソースターム評価の歴史 (1)
1960

1970

1980

1990

2000

2010

WASH-740 (1957)
・BNL accident consequence study
・To provide an estimate of theupper limit (conservativelyapproach)

WASH-1400 (1975)
・Perform a quantitative assessmentof the risk to the public
・Develop the methodologicalapproaches

TID-14844 (1962)(ST-PCV)
100% noble gases
50% halogens1% solids

Regulatory Guide 1.3 & 1.4 (1974)(ST-PCV for BWR)
100% noble gases
25% iodine(91% ;I2, 5%;particulate, 4%;organic)

Title 10 Code of Federal Regulations Part 100 (1961-)
・Siting Regulations (20 rem whole body & 150 rem thyroid)2

5

許認可における事故解析
 Analyses are conducted of various postulated accidents;- control rod drop accidents- steam generator tube failures- loss-of-coolant accidents (LOCAs)- waste tank leak/failure- fuel handing accidents- spent fuel drop accidents- anticipated transients without scram These analyses cannot form an upper bound of offsite
consequences since the containment is typically assumed toremain intact and only single failures are allowed.
 These analyses are based on the source term into thecontainment (ST-PCV).

NUREG-1228(1988)

6

ソースターム評価の歴史 (2)
1960

1970

1980

TMI accident (1979)“Small amount of I2”
NUREG-1150 (1990)
・Assessment of the risks in 5 NPPs
・Uncertainty Analysis

1990

2000

2010

NUREG-1465 (1995)
・Realistic estimates of the sourceterm to PCV・Four phases & many elements
NUREG/CR-5732 (1992)
95% CsI, 5% I or HI

NUREG-0956 (1986)
・Reassessment of the technicalbases for estimating source terms

Regulatory Guide 1.183 (2000)(Alternative Source Term to PCV )Title 10 Code of Federal Regulations Part 100 (1961-)
・Siting Regulations (20 rem whole body & 150 rem thyroid)3

7

2. 確率論的リスク評価（PRA*)*日本原子力学会の策定するリスク関連の標準は，PRA と呼ぶこととする。
これはPSAという名称を否定する ものではなく，学会標準はリスク評価の要件と具体的方法を規定するものであるという理由による。PRAから 得られる全てを安全確保活動に活用し有効な安全向上策 を構築する一連の行為がPSAである。（出典；日本原子力学会誌、vol.54, 406 (2012)）

PRAリスク評価に係る解析手法の整備(H29～R4)*

8・ 将来的な実用発電用原子炉施設での立地特性 を踏まえたサイト外のリスク評価を実施するために、レベル3PRA手法を活用したリスク 評価に向けた検討を実施した。

*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）｜原子力規制委員会 (nra.go.jp)

4

9「確率論的リスク評価」*とは？
Risk is "the possibility of loss or injury to people and property".
Risk

𝑐𝑜𝑛𝑠𝑒𝑞𝑢𝑒𝑛𝑐𝑒
𝑒𝑣𝑒𝑛𝑡𝑠𝑐𝑜𝑛𝑠𝑒𝑞𝑢𝑒𝑛𝑐𝑒= Frequency
× Magnitude𝑢𝑛𝑖𝑡 𝑡𝑖𝑚𝑒
𝑢𝑛𝑖𝑡 𝑡𝑖𝑚𝑒
𝑒𝑣𝑒𝑛𝑡

Immediate action is taken to reduce it.
"The life you save may be your own"
"Never swim alone"“An act of God."

The judgment as to what level of risk is acceptable should be made by a broader
segment of society*WASH-1400 (1975)

大LOCAに対する簡易イベントツリーの例*

10WASH-1400(1975)

511

健康に対する放射性核種の寄与度*
Contributions to Early and Continuing Health Effects

Releasedradionuclide

Contribution to Late Heazlth Effects (0-50Y)

Inhalation
BoneLung
Cloud Ground Marrow(365(30 days) a)days)

Sr-89,90,91
Y-91
Zr-95,97
Mo-99
Ru-103,106
Te-127m,129m,131m,132
Sb-127,129

I-131,132,133,135

1211
13

1

1111323

4

54

1

17

8

Cs-134,136,137
Ba-140La-140Ce-141,144
Np-239311111144241231Inhalation

GI
Thyroid
TestesBoneGround(7 days)b) (30 days) c)(60 days)d)Marrow

12111135124444441Σ
OtherTestes

1116633162322374

14450

41355311111113732153
1

Pu-238,239,240,241
Cm-242,244

MineralBone

1421
1131

Lung

12 ; contributed significantly, 1; a small contribution.
a); 骨髄、b); 消化器、c); 甲状腺、d); 精巣

4424*WASH-1400 (1975)12

原因別個人死亡リスク*

2019年死亡率；0.011
 腫瘍：3x10-3 不慮の事故；3x10-4
 交通事故；4x10-5
 有害物質；4x10-6*WASH-1400 (1975)

613

SA評価コードの開発
TMI accident (1979)

1960

1970

1980

1990

2000

2010

NUREG-4587 (1986)
・Source term code package

NUREG/CR-6119 (2000)
・MELCOR code, Version 1.8.5

EPRI (1990’s)
・MAAP code, Version 4

NUREG/CR-6119 (2000)
・MACCS code, Version 1.8.5

JAEA (Conf. on Safety ofThermal Reactors, 1991)
・THALES-2 code

JAEA (4th Int’l. MACCS
Users Group Meet., 2002)
OSCAAR code

SAMPSON code (1996-)

14

リスク評価手順*
1. Identify initiating events.

2. Develop event trees and fault trees.
3. Determine activity releases.
4. Determine consequences.
5. Determine risks.
The source terms were describedas the product of release fractions
and transmission factors at
successive stages in the accident
progression for a variety of release
pathways, a variety of accident
progressions, and nine classes ofradionuclides.
*NUREG-1150 (1990)

7

Peach Bottomプラントにおけるソースターム*

15

for vented containment

The range of decontamination factors used for scrubbing is from approximately
1.2 to 4000 with a median of 80 for flow through the safety relief valve lines.
*NUREG-1150 (1990)‘Accident Management’へのPRAの活用*

16Figure 1 shows core damage frequencies (CDFs) and containment failure
frequencies (CFFs) for 52 NPPs after implementations of AM. PSA results
showed CDFs of 52 NPPs are less then 10-6(1/r.y) and CFFs are less than10-7(1/r.y).

*NEA/CSNI/R(2012)118

State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses :17

Using decades of research and experience to model accident
progression, mitigation, emergency response, and health effect* We conducted the State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses(SOARCA) project to estimate the potential consequences from unlikely
accidents involving a commercial nuclear power plant that could releasesignificant quantities of radioactive material into the environment.
 One of SOARCA’s objectives is to improve communications about
hypothetical accident scenarios with stakeholders. Stakeholders include
members of the public along with Federal, State, and local authorities,academia, citizen groups, and the companies that operate nuclear power
plants.
 The MELCOR code uses to analyze SAs.
 The MACCS (MELCOR Accident Consequence Code System) code uses
to analyze offsite consequences.
*NUREG/BR-0359, R3 (2020)

18

解析に用いた放射性核種*
 These isotopes are grouped into a set of 9 chemical classes in the MELCOR.
 There are 69 isotopes in the treatment of consequences considered in the MACCS2.

; WASH-1400*NUREG/CR-7110 (2013)

9

PCV破損シナリオにおけるソースタームの比較*

Cs;1～ 9 %I;2～13 %(BWR; Mark-Ⅰ)

Cs;0.4～2 %I;0.6～4 %Cs;0.1～ 4 %I;0.4～11 %(PWR; 3-loop)(PWR; 4-loop)

S(L)TSBO; short (long) term station blackout
SGTR; steam generator tube rupture

191F releases；
about 1/10

*NUREG/BR-0359 (2020)

Peach Bottomにおけるoffsiteでの放射能影響評価*

20

Offsite radiological consequences were calculated for each scenario expressedas the average individual likelihood of an early fatality and latent cancer fatality
assuming that the health risk is directly proportional to the exposure and eventhe smallest radiation exposure carries some risk.

*NUREG/CR-7110 (2013)10新規性におけるRPV/PCV破損防止策の有効性評価*21

 実験等を基に検証され、適用範囲が適切なコードを用いる
 評価事故シーケンスはPRAに基づく格納容器破損シーケンスの中から、過圧及び過温の観点 から厳しいシーケンスを選定する
 有効性評価においては、原則として事故が収束し、原子炉及び原子炉格納容器が安定状態に導か れる時点までを評価する（少なくとも外部支援がないものとして 7 日間評価する）
 「放射性物質による環境への汚染の視点も含め、 環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること」を確認するため、想定する格納容器破損モードに対して、Cs-137の放出量が100TBqを下回っていることを確認する
安全目標（旧原子力安全委員会）**
 定量的目標：原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによる、施設 の敷地境界付近の公衆の個人の平均急性死亡リスクは、年あたり100 万分の1程度を超えないように抑制されるべき 炉心損傷頻度（CDF: Core Damage Frequency）：10-4/年程度
 格納容器機能喪失頻度（CFF: Containment Failure Frequency）：10-5/年程度* 000213306.pdf (nra.go.jp) **kou466.pdf (nonukes-kyoto.net)

確率論的環境影響評価コードOSCAAR*22*JAEA-Testing, 2020-00111Cs-137/100 TBq放出時の放射性核種放出量*23○炉心内蔵量：８０万kWe級加圧水型軽水炉(PWR)をモデル。 （事故直前まで定格熱出力(2,652MWt) 比102%の熱出力で40,000時間運転を継続したものとして算出。）○格納容器への放出割合：米国NRCのNUREG-1465から引用。
○環境への放出割合：セシウム137の環境への放出量が100テラベクレルとなるよう求めた
係数を、NUREG 1465から得られた各核種グループ（よう素類等）の格納容器への放出割合に乗算して算出。ただし、希ガス については、全量が放出されると仮定。
*000249588.pdf (nra.go.jp)

緊急時の被ばく線量及び防護措置の効果の試算*

24

 避難計画作成時の参考データとして非常に有効（田中委員長）
 発生する確率が工学的に 大きいと考えられる主な事故の流れに対して、有効な備えを設けるようにというのが新規制基準の考え方です（更田委員）
 特にPAZ圏内にお住まいの方の防護措置をどう考えるかというのは、 希ガスが漂っている最中に避難するよりは、むしろ屋内にいていただいた方が有利なケー スもあるでしょうから、そういう意味で、特にフィルタードベントのような防護策、プラ ントを守るための策を取らざるを得ないというケースに関しては、これは防災上の観点も 踏まえて、その運用についてきちんとした検討が必要であろうと思っています（更田委員）
 立地自治体の防災計画、避難計画の策定に当た って、もっと国がもう少し親身になって具体的にアドバイスをし、相談をし、という 体制（例えば米国連邦緊急事態管理庁FEMA）が必要ではないのかなというのが、私が感じている問題点です（大島委員）

注)炉停止から12時間後に放出開始*H26第9回規制委員会資料2

12防災措置等の実施フロー例*
5km

25

30km

OIL1; 500µSv/h
・数時間以内を目途に区域を特定し避難等を実施
OIL2; 20µSv/h
・1日内を目途に区域を特定し、地域生産物の摂取を制限するとともに、1週間程度内に一時移転を実施

PAZ; 予防的防護措置を準備する区域
UPZ; 緊急時防護対策を準備する区域*原子力災害対策指針(2018)

26

3．SA解析コードの予測精度向上

13

27

SA解析コードの開発と実機評価
Fukushima

TMI accident (1979)

1960

1970

1980

1990

2000

2010

NUREG-4587 (1986)
・Source term code package

NUREG/CR-6119 (2000)
・MELCOR code, Version 1.8.5

EPRI (1990’s)
・MAAP code, Version 4

JAEA (Conf. on Safety ofThermal Reactors, 1991)
・THALES-2 code

SAMPSON code (1996-)
Phebus-FP Programme (1993-2004)
FPT-0(1993), FPT-1(1996), FPT-2(2000), FPT-3(2004), FPT-4(1999)
Gaseous iodine, Cesium molybdate, Iodine chemistry in gas phase

ソースタームに関し研究価値のある残された課題*
課題

項目

28

捕捉再移行

・後期放出

・自然、又はAMにより沈着しているFPが再移行

超微粒子

・ソース・挙動・捕集・気相中で粒子がヨウ素と反応(IOx生成など）し安全シス
テムに影響する・フィルターシステムで除去されにくい
・既存の知見・データの整理が必要

有機ヨウ素・既存データの集約

・Phébus-FP試験後改良されてきたが、現状の有機ヨウ素モデルはまだ不十分
・ヨウ素の専門家間の完全な同意が得られていないFP浸出・事故からデコミまで

・1F事故後注目されている燃料デブリからの浸出によるいわゆる長期間の放出
・既存モデルによる予測の検証が必要（調査中）

・高温化学やプールスクラビング

ATFs

・事故耐性燃料

リークパス
・実験は、実条件及び実機スケール条件の実験との相違に注意が必要*NEA/CSNI/R(2020）４14

THAI(Thermal hydraulics, Hydrogen, Aerosols, Iodine)
試験装置とIod-9試験測定器*

2960m3
5 GBq I-123
50 cmΦ x 1.5 mmt

90 ℃
RH；30~40 %Na2S2O3
Innercylinder
52 L4 trays

SUS(AISI/SAE316Ti)
140 m20.625m3*J. Eng. Gas Turbines Power, 132, 112902-1(2010).

30

Iod-9試験解析*
 LIRIC is a mechanistic
iodine model that includes
more species and reactions
than others.
 The iodine behavior in eachnode and the transport byatmospheric and waterflows were simulated.

③①②④⑤*J. Eng. Gas Turbines Power, 132, 112902-1(2010).

15

Iod-9試験；炉内ガス状ヨウ素挙動*

31Gas phase

8.8E-06 g/l① no I2/steel chemisorption② Need improvement for
wet adsorption model (with wallcondensation) & iodine wash down model③ I2 adsorption rate

Steel coupon*J. Eng. Gas Turbines Power, 132, 112902-1(2010).

Iod-9試験；サンプ内ヨウ素挙動*

32

Depend on nodalisation④ Dry deposited I2
washed down the wall

*J. Eng. Gas Turbines Power, 132, 112902-1(2010).

16

Iod-9試験；ヨウ素化学種とマスバランス*
1. The iodine washdown modelingis to be improved.
2. The mass transfer coefficients
between the gas and the sumpdelivered reasonable results
under THAI conditions. Furthervalidation is required.
3. The detailed models for I2/steel
reactions in water phase needfurther studies.

33⑤ Need for reduction
in I2 by steel
T=24 hOverpredictedby a factor of 2*J. Eng. Gas Turbines Power, 132, 112902-1(2010).

34

まとめ
Phébus-FP試験後の欧州における研究成果の反映と、1F事故時のソースターム評価を行い、SAMPSPONコードの予測精度向上を図る。そして、今後、「事故は起こり得る」ことを前提に、事故対応をより現実的なものにするため、高信頼化したSA解析コードを用いて下記を行っていく。
項目

現状

今後

防災計画

代表プラントのLevl3-PRAを参照

個別プラントのLevel3-PRAを基にする

事故時

特になし

WSPEEDIとの連成により汚染地域のリアルタイムで特定

防災措置

プルーム到来をモニタリングで検知WSPEEDIとの連成により汚染地域と汚染量を特定

17