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A Simple method for estimating the structure temperatures and the cesium revaporization inside the reactor pressure vessel, 2; Feasibility study for the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

原子炉圧力容器内部構造材温度及びセシウム再蒸発特性の簡易評価手法,2; 福島第一原子力発電所のための適用研究

劉 峭; 石川 淳 ; 丸山 結 ; 渡邉 憲夫

Liu, Q.; Ishikawa, Jun; Maruyama, Yu; Watanabe, Norio

本論文は、2編構成されるシリーズ論文の第2編で、第1編に提案した手法の福島第一原子力発電所事故への適用性を評価した。露出炉心の割合、格納容器に落下した炉心の割合、冠水炉心の割合及び注入水のリーク割合を不確かさを持つ重要なパラメータとし、注水方法(給水系あるいは炉心スプレー系)の違いによる冷却及びCsOH放出の抑制効果の差を明示した。また、冠水炉心,格納容器に落下した炉心及び注水リーク割合の影響が強制対流に寄与する炉内水蒸気の蒸発量に反映されるため、これら三つのパラメータの影響を加味した無次元崩壊熱を導入し、感度解析を行った。その結果、露出炉心と構造材の温度及びCsOHの再放出量が無次元崩壊熱の増大に伴って増大したことが明らかになった。また、測定可能な圧力容器外壁温度と露出炉心や炉内構造材の温度及びCsOHの追加的放出の関係も検討した。

This work examines the feasibility of the method proposed in the preceding part of a two-part paper. The base case study shows that water injection via the core spray line is more effective to cool the uncovered core and to reduce the release of CsOH. Sensitivity study is conducted by introducing the dimensionless decay heat, which combines the effects of the ratio of the flooded core, the ratio of the slumped core and the leak ratio of the injected water on the steam generation rate associated with the forced convection cooling in the reactor pressure vessel (RPV). The results show that the temperatures of the uncovered core and the other structures increase with the dimensionless decay heat. So does the release rate of CsOH. The relationships of the measurable RPV wall temperature with the temperatures of the uncovered core and the other structures as well as the release characteristics of CsOH are also examined in this work.

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分野:Nuclear Science & Technology

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