SERVICE プラント挙動解析技術
プラント挙動解析技術
発電所の事故対応/防災訓練で使用するための、PCVベントタイミング＋放射性物質の環境放出量予測システムを開発すると共に、その使用方法のトレーニングを提供させていただきます。
サービス概要
原子力発電所における熱流動解析、事故解析に係る総合的なエンジニアリングサービスを提供いたします。使用コードはMAAP、GOTHIC、FLUENT、STAR-CCM+、ART、FDS、CFAST等、広範囲な評価対象、現象を取り扱うことが可能です。
サービスの特長
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MAAPを用いて、運転時/停止時、レベル1、1.5、2PRAまでの評価を行います。
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MAAPパラメータファイルの整備についても承ります。
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GOTHICを用いて、RPV、PCV、R/B及びSFPまで広範囲な対象の伝熱流動現象を扱います。また、水素移行挙動、エアロゾル移行挙動、及びトレーサーガス移行挙動等を扱うことも可能です。
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FLUENTを用いて、詳細伝熱流動現象を扱います。粉体移行、燃焼現象を扱うことも可能です。原子力施設に限らず、広範囲な設備・機器を対象とします。
利用シーン
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原子力発電所（BWR）のPRA評価に係る事象進展解析（MAAP、GOTHIC）
PRA評価に係るあらゆるMAAP、GOTHIC評価を承ります。MAAPではBWR全プラントタイプを評価可能です。GOTHICでは、室温評価及び溢水評価を対象とします。
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原子炉安全に係る伝熱流動、エアロゾル、水素移行、粉体移行解析
複数の解析コードを用いて、幅広い対象（施設、機器）に係る標記現象を評価します。また、これら現象に係るコンサル、研修等も承ります。原子力分野で豊富な業務経験を有するエンジニアを擁しております。
このようなお悩みをお持ちの方におすすめです
- 原子力発電所の安全分野ご担当殿。
導入効果
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BWRを有する原子力発電所
- 原子力発電所の安全に係る広範囲なエンジニアリングサービスを提供しております。
- 運転時/停止時PRA事故進展解析（レベル1、1.5、2）
- 水素移行挙動解析、燃焼性評価
- エアロゾル移行挙動解析
- SFP温度挙動解析
- デブリ温度評価
- デブリ取り出しに係る水素・粉体移行解析
よくあるご質問
沸騰水型原子力発電所であれば、どのプラントタイプでも扱うことができます。但し、プラントスペック、寸法データ等をご提示いただく必要があります。これまでに複数のプラントタイプに関する解析のご用命を頂いた実績があります。
サービスの内容
【価格帯】応相談
【工期】応相談
当該分野に関する外部発表は以下の通りとなります。
”再処理施設の事故影響評価（3）水素爆発時の移行挙動解析”、日本原子力学会秋の大会，2013
”統合汎用多次元熱水力解析コードGOTHICによるBWR事故時格納容器解析（1）水素濃度解析”,日本原子力学会秋の大会, 2016
”統合汎用多次元熱水力解析コードGOTHICによるBWR事故時格納容器解析（2）S/P凝縮能力喪失事象”,日本原子力学会春の年会, 2017
”統合汎用多次元熱水力解析コードGOTHICによるBWR事故時格納容器解析（3）エアロゾル解析”,日本原子力学会秋の大会, 2017
”統合汎用多次元熱水力解析コードGOTHICによるBWR事故時格納容器解析（4）SFP空冷時温度評価”,日本原子力学会秋の大会, 2017
”統合汎用多次元熱水力解析コードGOTHICによるBWR事故時格納容器解析（5）格納容器スプレイ解析”,日本原子力学会春の年会, 2019
”MAAPコードを使用した格納容器ベント実施時刻推定ツールの開発 ～ ツールの検証 ～” ,日本原子力学会秋の大会, 2016
”MAAP5によるシビアアクシデント条件下でのヨウ素挙動試験解析” ,日本原子力学会春の年会, 2017
”原子炉及び燃料プール同時過酷事故進展を扱うデスクトッププラントシミュレータの開発（3）ベッセルオープン時のSFPとの結合計算” ,日本原子力学会秋の大会, 2017
”Validation of MAAP Code for the Analysis of Liquid Waste Boiling Accident in the Reprocessing Plant”,ICAPP2017, Fukui and Kyoto (Japan)
”MAAP5.04によるフィルタードベントモデル整備”,日本原子力学会秋の大会,2018
”機械学習によるBWR LOCA破断状況推定手段の開発”, 日本原子力学会春の年会,2019
”MAAPコードを使用した格納容器ベント実施時刻推定ツールの開発（３）敷地内被ばく線量mapの整備”, 日本原子力学会秋の大会,2019
”再処理工場における統合的リスクモニタの構築を目的とした事故進展解析コードの高度化（２）蒸発乾固事故PIRT整備とFATEモデル整備項目の摘出”, 日本原子力学会春の年会, 2020
”API機能を活用したMAAPの熱交換器モデル高度化に関する検討”,日本原子力学会秋の大会，2020
”再処理工場の重大事故に係る重要現象に関する評価手法の高度化”（３）FATEモデル整備計画の立案，日本原子力学会秋の大会，2020
”再処理工場の重大事故に係る重要現象に関する評価手法の高度化”（５）FATEコードの伝熱・流動現象モデルの妥当性確認，日本原子力学会春の大会，2021
”再処理工場の重大事故に係る重要現象に関する評価手法の高度化”（８）FATEコードのエアロゾル・ミストモデル高度化検討，日本原子力学会春の大会，2021
”内部溢水伝播評価システムの開発”（３）高温蒸気伝播評価機能について，日本原子力学会春の大会，2021
”FARSITEを用いた森林火災評価の自動化ツール整備”（１）FARSITE入力作成及び出力結果処理機能の整備，日本原子力学会春の年会，2021
”FARSITEを用いた森林火災評価の自動化ツール整備”（２）FARSITEの組み込みによる全自動化、及び拡張機能，日本原子力学会秋の大会，2021
”再処理工場の重大事故に係る重要現象に関する評価手法の高度化”（９）FATEコード妥当性確認に資する工学規模実験計画の立案，日本原子力学会春の大会，2022
”再処理工場の重大事故に係る重要現象に関する評価手法の高度化”（１０）蒸発乾固事故時ソースタームの不確実さパラメータの抽出，日本原子力学会春の大会，2022
”Estimation of the counter-current flow rate of gas flow through blowout panel with tornade protective net in reactor building”, NUTHOS 13, 2022