福島第一原子力発電所3号機における蒸気及び水素の発生履歴逆算定解析

Inverse analysis of steam and hydrogen generation history of Fukushima Daiichi Nuclear Power

吉川 信治 ; 佐藤 一憲 

Yoshikawa, Shinji; Sato, Ikken

福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。第一段階としてADS作動前までのRPVとPCVの圧力履歴を再現するRPVからの漏洩面積を算定した結果、漏洩経路に依存せず高々1平方センチメートルと評価された。したがって、主要なスランピング時(13日12時頃)にはSRVのいくつかは開いていたと推定されるので、ガスは主にS/Cを経由したと考えられ、蒸気の有意な凝縮があることから、観測されたD/WやS/Cの圧力上昇を説明するためには水素のような非凝縮ガスの寄与が必要と考えられる。

Steam and hydrogen generation history and leakage scale from RPV of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant unit 3 to reproduce the measured pressure history of RPV and PCV were inversely analyzed using a thermal hydraulic code GOTHIC. The leakage area from RPV to reproduce the measured decrease behavior of RPV pressure is evaluated to be around 1 cm, regardless of the assumed leakage paths. Since some of SRVs are supposed to have been open at the time of the major slumping (~12:00 of March 13), provided that the leakage area was kept ~1cm, its effect on PCV pressure would have been negligible. In this case, the gas flow at the time of the main slumping would have been through S/C, where vapor condensation was effective, thus certain contribution of non-condensable gases like hydrogen seems necessary to explain the observed D/W and S/C pressure increase.