Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis

間所 寛; 佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111123_1 - 111123_15, 2021/05

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111123

Estimation of the final debris distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) is inevitable for a safe and effective decommissioning. It is necessary to clarify possible failure modes of the reactor pressure vessel (RPV), which is influenced by the thermal status of slumped debris that highly depends on the in-vessel accident progression. The accident analysis of 1F Unit 2 (1F2) was conducted using the RELAP/SCDAPSIM code. One of the unsolved issues of 1F2 is the mechanism of three pressure peaks measured through late Mar. 14 to early March 15, 2011. Comparing the results of previous boiling water reactor (BWR) core degradation experiments and that of 1F2 numerical analysis, it can be estimated that most relocated metallic materials had solidified at the core bottom at the onset of first pressure peak. It is likely that the pressure increase occurred due to the evaporation of injected water reaching the heated core plate structures. Between the first and second pressure peaks, the water is assumed to have been injected continuously and the water level was likely to have recovered to BAF at the initiation of the second pressure peak. Probable slumping of a certain amount of molten materials initiated the second pressure peak and the subsequent gradual pressure increase continued possibly due to massive reaction between coolant and remaining Zircaloy in the core. Assuming the closure of the safety relief valve (SRV) at 0:00 on Mar. 15, the third pressure peak was well reproduced in the analysis.

Analyses of ALPHA in-vessel debris coolability experiments with SCDAPSIM code

日高 昭秀; 丸山 結; 上野 信吾*; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.49 - 55, 1999/07

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-99-005

米国NRCが開発した炉心損傷進展/熱水力詳細解析コードSCDAP/RELAP5の改良版であるSCDAPSIMコードを用いて、原研のALPHA計画で行った炉内デブリ冷却性に関する実験解析を行った。実験では、UOの代わりにテルミット反応で作成したAlO溶融物を飽和水を満たした下部ヘッド実験容器に落下させ、容器外表面温度を測定した。また、実験後に固化デブリと容器内壁間のギャップ幅を測定した。1mmの過熱蒸気のギャップ幅を仮定した計算は、容器外表面の最高温度を約500K過大評価し、ギャップに水が浸入したのが原因と考えられる実験初期の温度低下を再現できなかった。デブリ表面粗さを考慮した場合、容器外表面温度を若干低めに予測したが、依然として過大評価となった。ALPHA実験の予測精度を更に向上させるためには、熱物性を温度の関数として入力できるように変更し、ギャップへの水浸入をモデル化する必要がある。

SCDAP/RELAP5 analysis of station blackout with pump seal LOCA in Surry plant

日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(6), p.527 - 538, 1995/06

https://doi.org/10.3327/jnst.32.527

PWRの全交流電源喪失事故時には、ポンプシール冷却水の停止によりシールが破損する(S3-TMLB'シーケンス)可能性がある。SNLが行ったSurry炉のMELPROG/TRACコード解析では、シール破損により1次系が減圧され、蓄圧水注入と炉心部冷却により圧力容器(RPV)破損が大幅に遅れることが示された。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いこれを検証するとともに、原研のROSA-IV計画における実験結果と解析結果を比較した。その結果、1)S3-TMLB'中にループシール解除が起きる可能性は高いが、それによる事故進展の遅れは僅かである。2)蓄圧水注入によりRPV破損は約1時間遅れるが、蓄圧水が自動的に注入される可能性は低い。従って1次系強制減圧操作が望まれる。3)SCDAP/RELAP5解析では、MELPROG/TRACが予測した大幅なRPV破損時刻の遅延は起きなかったが、その原因として、ノーディング、解析モデルに差があることを明らかにした。

Hydrogen generation during reflooding of degraded core as an accident management measure

日高 昭秀; 杉本 純; 早田 邦久

EUR-14039-EN, p.28 - 36, 1992/00

軽水炉のシビアアクシデントを早期に終息させるためのアクシデントマネージメントの一つとして、損傷した炉心を冠水させ冷却する手法がある。しかしながら、損傷した炉心を冠水すると、金属-水反応によって水素が発生すると共に、被覆管温度の上昇とそれに伴う燃料溶融の可能性がある。このため日本原子力研究所は、炉心損傷詳細解析コードSCDAPを用いて、TMI-2事故において事故後100分174分の間に再冠水が行われた場合を想定し、再冠水開始時刻、再冠水速度、再冠水前の炉心の水蒸気流量をパラメータとした感度解析を実施し、再冠水による水素発生量と炉心損傷への影響を評価した。解析の結果、以下の結論が得られた。(1)損傷炉心の再冠水により付加的な水素が発生する。(2)再冠水中の水素発生量は、未酸化Zrの量及び再冠水開始時刻に影響される。(3)一般に再冠水は早期に行われる程、炉心の損傷は軽減され水素発生量は少ない。

炉心損傷詳細解析コードSCDAPによるTMI-2事故時再冠水効果感度解析

日高 昭秀; 杉本 純; 松本 英一*; 早田 邦久

JAERI-M 89-213, 87 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-213.pdf:1.66MB

軽水炉のシビアアクシデントを早期に終息させるためには、破損した炉心を早期に冠水させ冷却することが重要である。しかしながら損傷した炉心を冷却水で冠水すると酸化されていないZrと新たに供給される水蒸気が反応し、水素が発生するとともに被覆管温度が上昇する可能性がある。そこで原研では、SCDAPコードを用いて、TMI-2事故において事故後100~174分の間に再冠水が行われた場合を想定し、再冠水による水素発生と炉心損傷への影響を評価することを目的とした感度解析を行った。感度解析の結果、以下の結果が得られた。1)再冠水直前の炉心が水蒸気枯渇状態にあり、炉心温度が1500K前後で再冠水速度が遅い場合には、再冠水中にZr-水反応が急速に進行し水素発生量が増大する可能性がある。2)シビアアクシデントの事故管理を行う場合には、水素発生量と再冠水開始時刻及び再冠水速度との関係を考慮する必要がある。

炉心損傷事故解析および研究の現状; 炉心損傷事故調査解析タスクフォース報告書

炉心損傷事故調査解析タスクフォース; FPサブグループ委員*

JAERI-M 84-055, 454 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-055.pdf:14.1MB

本報告書は、SCDに関連する諸問題に関し、できるだけ定量的な検討を加えることを目標として1982年5月に再編成されたタスクフォースの、約1年半の作業結果をまとめたものである。この間に調査、検討した項目は次のとおりである。(1)炉心損傷研究の目的、必要性の検討 (2)わが国において実施すべき現象論的炉心損傷事故研究の検討 (3)炉心損傷事故解析と重要事故シーケンスの検討 (4)SCDに関する重要な物理現象の検討 (5)研究の現状調査