Research subjects for analytical estimation of core degradation at Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant

福島第一発電所における炉心損傷の解析的評価に関する研究課題

永瀬 文久 ; 石川 淳 ; 倉田 正輝 ; 吉田 啓之  ; 加治 芳行  ; 柴本 泰照 ; 天谷 政樹  ; 奥村 啓介 ; 勝山 仁哉  

Nagase, Fumihisa; Ishikawa, Jun; Kurata, Masaki; Yoshida, Hiroyuki; Kaji, Yoshiyuki; Shibamoto, Yasuteru; Amaya, Masaki; Okumura, Keisuke; Katsuyama, Jinya

福島第一原子力発電所の廃止措置を適切に信頼性をもって進めるためには事故の進展と炉内の現状の評価が求められている。そのためには実験データの取得やモデルの改良を行い、計算コードを用いた評価の精度を高めることが必要である。原子力機構は、従来知見、福島第一の特異な状況、及び最近の実験及び解析技術の進歩を考慮し、炉内熱水力挙動、燃料集合体損傷進展、圧力容器下部ヘッド破損、事故解析に関して再検討あるいは技術開発の対象とする現象を抽出した。本論文では、再検討及び技術開発の対象とした現象、及びそれに対応する原子力機構の研究計画で得た最近の成果について紹介する。

Estimation of the accident progress and status inside the reactor is required to properly and reliably conduct decommissioning of the Fukushima-Daiichi NPPs. For that, it is necessary to obtain additional experimental data and revised models for the estimation using computer codes with increased accuracies. JAEA has selected phenomena to be reviewed and developed in terms of thermo hydraulic behavior in the reactor, progression of fuel bundle degradation, failure of the lower head of the reactor pressure vessel, and analysis of the accident, considering previously obtained information, conditions specific to the Fukushima-Daiichi NPP accident, and recent progress of experimental and analytical technologies. This paper introduces the selected phenomena to be reviewed and developed and recent results from the JAEA's corresponding research programs.