シビアアクシデント晩期水素処理 格納容器ベント（フィルタベント）
追加
、竜巻、火災について、関連情報の調査結果をまとめた。
２．４．１ 抽出課題と 主要な
AM
この結果、重要な技術開発課題として以下の
12
の課題が抽出された。これらの技術課題とに示す。これらについては、今後の技術開発テーマの抽出、
計画策定のためのデータベースとして活用されることも想定して個別の個票（課題調査票）を作成し、
開発の背景、目的、課題ならびに目標とする到達点などをまとめた。
コアキャッチャ クーラーによる格納容器除熱の実証 格納容器除熱時システム挙動の検証
、関連情報の調査結果をまとめた。
抽出課題と
SA
時の必要機能との関係策と、これに付随する技術課題を抽出した。
の課題が抽出された。これらの技術課題と
に示す。これらについては、今後の技術開発テーマの抽出、
計画策定のためのデータベースとして活用されることも想定して個別の個票（課題調査票）を作成し、
開発の背景、目的、課題ならびに目標とする到達点などをまとめた。
、関連情報の調査結果をまとめた。
時の必要機能との関係
策と、これに付随する技術課題を抽出した。
の課題が抽出された。これらの技術課題と
に示す。これらについては、今後の技術開発テーマの抽出、
計画策定のためのデータベースとして活用されることも想定して個別の個票（課題調査票）を作成し、
開発の背景、目的、課題ならびに目標とする到達点などをまとめた。
、関連情報の調査結果をまとめた。
時の必要機能との関係
策と、これに付随する技術課題を抽出した。
の課題が抽出された。これらの技術課題と
に示す。これらについては、今後の技術開発テーマの抽出、
計画策定のためのデータベースとして活用されることも想定して個別の個票（課題調査票）を作成し、
、関連情報の調査結果をまとめた。
策と、これに付随する技術課題を抽出した。
の課題が抽出された。これらの技術課題と
SA
時 に示す。これらについては、今後の技術開発テーマの抽出、計画策定のためのデータベースとして活用されることも想定して個別の個票（課題調査票）を作成し、
①過渡状態での二相水位予測
課題名 過渡状態での二相水位予測
安全裕度向上(AM)策 原子炉減圧（ロジック追加、可搬式資機材活用による逃がし弁開放）
関連する SA 現象 二相伝熱流動全般（減圧過程）
背景
（課題とする理由）
BWR の減圧操作においては、原子炉水位が低下するとダウンカマと炉心との間 の自然循環は停滞する。さらに水位が低下すると燃料が露出し、注水や蒸気冷 却が十分でない場合には冷却が劣化するおそれがある。一連の事象を定める沸 騰二相流の到達高さ（二相水位）は炉心冷却特性を定める重要因子である。運 転監視可能な圧力や熱出力、差圧計測水位（コラプスト水位）から二相水位を 精度よく予測できれば、炉容器減圧操作や事故緩和策を適時に実施可能になる。
実施目的
原子炉水位が低下して燃料が露出するまでの燃料バンドル及び上部プレナムの 沸騰二相流を対象に、運転で監視できる圧力や熱出力、コラプスト水位などを 基に二相水位を予測するためのデータベースを拡充し、過酷事故解析に使用で きる評価モデルを整備する。
実施内容
解決すべき課題
燃料バンドル内のボイド率及び二相水位分布、冷却特性の取得 上部プレナム内の多次元ボイド率及び相速度分布の取得
圧力や熱出力、コラプスト水位をパラメータに燃料バンドル内の二相水位及 び燃料被覆管冷却特性を計測する。また、上部プレナムの多次元ボイド率及 び相速度分布を計測する。さらに高圧からの減圧操作を模擬した過渡試験に より、圧力過渡においてフラッシングを考慮した二相水位と冷却特性を把握 する。これらデータベースから数理モデルを構築して、過酷事故解析におけ る二相水位予測精度を向上させる。
技術の到達点
（現状）
（文献を含む）
燃料露出は THTF 設備や FLHT 設備を用いたボイルアップ実験が実施されてい る。得られた二相水位の変動が大きく、ボイド率や相速度などの情報は限定さ れている。また圧力過渡のデータベースは存在しない。
関連する 現象および技術の
ブレークダウン
多次元二相流動の把握
バンドル内及び大口径内多次元二相流計測技術の向上 SA 解析コードの信頼性向上と説明性の向上
SAMG の高度化
期待される成果
1)
得られる知見減圧操作時の自然循環流量変化 減圧操作時の燃料冷却特性 説明性の向上した
SA
解析コード2)
利用法（標準、ガイドライン 等を含む））
SAMG の高度化
動的
PSA
R&D
実施の優先度［A（最優先）、B（優先）、C（情報収集・検討）］
1)
リスク低減の度合 い高圧注水失敗などのロジックに対する
AM
対応、原子炉減圧ロジックの評価高度化に有用
A
2)
研究上（知見の不足度）
過渡時（減圧）、代替注水（サブクール追加）、および炉内ボ
イド率多次元分布を考慮した二相流挙動、評価モデル A 3)
設計・開発上（マイルストーン）
5
年後を目途とする、安全向上評価（SAR）A
備考
実施形態 （案）
予算措置（例）
国／民間
国、民間共通の課題であるため、両者の負担が考えられる
実施時期2013～2018
年度課題検討の実施者
（産、官、学） 研究機関、産業界（メーカ−）、基礎実験・モデル作成等は大学 備考
（実施上の制約条件 など）
② 2 次冷却系を用いた除熱
課題名 ２次冷却系を用いた除熱の有効性実証 安全裕度向上(AM)策 ２次冷却系を用いた除熱（PWR）
関連する
SA
現象 ２次冷却系を用いた除熱時の 1 次系の自然循環及びリフラックス冷却挙動、並び に蒸気発生器伝熱管における熱伝達挙動背景
（課題とする理由）
PWR においては、事故時に蒸気発生器（SG）により 1 次系から除熱することによ り、1 次系のインベントリを失うことなく炉心崩壊熱を格納容器外に放出することが 可能であり、また、LOCA 時にも 1 次系を減圧して漏えい量の減少を図ると共に、
低圧の注入設備による注水を促進することが可能であることより、最も重要な AM 策の一つになっている。これまでもシステム試験により SG を用いた除熱の有効性 が示されているが、1 次系保有水が小さい場合、SBO 時等、種々のシナリオをカバ ーできるだけのデータは不十分であり、評価上の不確かさも存在する。このため、
AM 策の有効性実証、評価手法検証のデータベース拡充の為にシステム試験によ る実証が必要である。
実施目的
PWR における種々の SA シナリオにおいて用いられる AM 策である SG を用 いた除熱の有効性を実証し、評価手法検証のためのデータベースを拡充する こと。
実施内容
解決すべき課題
1
次系保有水減少時の1
次系自然循環あるいはリフラックス冷却挙動の定 量的把握非凝縮性ガスの除熱特性への影響把握
SBO
シナリオで想定される低出力での長期自然循環特性の定量的把握実施内容
システム試験による上記課題にかかるデータ取得と分析 安全解析手法の関連する物理モデルの改良、妥当性確認
技術の到達点
（現状）
（文献を含む）
冷却材喪失時の特定の高圧シナリオで高圧注入不能時に
SG
除熱による1
次系 減温・減圧による蓄圧注入、低圧注入の促進がAM
策として有効であることはシス テム試験により実証されているがパラメータ範囲が十分とは言えない状況である。文献： Asaka, H. et al., "Secondary-Side Depressurization during PWR
Cold-Leg Small Break LOCAs Based on ROSA-V/LSTF Experiments and Analyses", J. Nucl. Sci. and Technol., 35[12], 905-915 (1998).
関連する 現象および技術の
ブレークダウン
２次冷却系を用いた除熱時の 1 次系挙動における諸点 1 次系二相自然循環あるいはリフラックス冷却 SG 伝熱管における凝縮熱伝達、対向流 1 次系各部のボイド率分布
期待される成果
1)
得られる知見 種々のSA
シナリオにおけるSG
を用いた除熱時の伝熱特性、二相流動にかか るデータ2)
利用法（標準、ガイドライン 等を含む）
安全解析手法の改良、妥当性確認のためのデータベースとして活用
有効性評価の精度向上による AM
策の信頼性向上R&D
実施の優先度［A（最優先）、B（優先）、C（情報収集・検討）］
1)
リスク低減の度合い １次系高圧シーケンス、SBO
等における冷却、減温減圧に有効A 2)
研究上（知見の不足度）
設計基準外の広範な条件における
SG
除熱時の伝熱特性、二相流動にかかるデータが不足
B
3)
設計・開発上 （マイルストーン）安全性向上評価等における最新知見を反映した
SA
対策の有効性評価に活用
A
備考
実施形態 （案）
予算措置（例）
国／民間
（ SG 除熱は PWR に共通の技術であり、大規模システム試験は国資金で行う のが望ましいが、特定の評価手法を対象とした妥当性確認については民間で 行うのが妥当）
実施時期
2011～2015
年度資源エネルギー庁公募研究「発電用原子炉等安全対策高度化技術開発（プラント 安全性高度化）」の一部
課題の実施者
（産、官、学） 研究所（国）、産業界（メーカ−）
備考
（実施上の制約条件 など）
大型システム試験装置の供用期間も工程に影響