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山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二
Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.
丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司; 中島 研吾*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.12 - 21, 2003/01
被引用回数：6 パーセンタイル：41.7(Nuclear Science & Technology)デブリと下部ヘッドとの境界におけるギャップを満たす水のデブリ冷却効果を、実炉規模の定常計算に基づいて概略的に評価した。本計算では、狭隘流路における限界熱流束及び内部発熱流体の自然対流熱伝達に関する相関式を用い、ギャップ幅に依存する下部プレナム内冷却可能最大デブリ堆積深さを算出した。計算結果は、TMI-2事故の条件下では1mmから2mmの幅を有するギャップによりデブリを冷却可能なこと、より多量のデブリを冷却するためにはギャップ幅の大幅な増大が必要であることを示唆した。定常計算と併せて、過渡挙動の重要性を明確にするため、ギャップの成長及びギャップ内浸水に関するモデルを構築し、低レイノルズ数型二方程式モデルに分類されるYinらの乱流自然対流モデルとともにCAMPコードに組み込んだ。乱流モデルはUCLAで実施された内部発熱流体自然対流実験の解析により検証し、容器壁面における局所熱伝達係数の分布を精度良く予測することを確認した。ギャップ冷却に関するモデルの検証は、原研で実施した、水で満たした半球容器に溶融アルミナを注いだ圧力容器内デブリ冷却性実験の解析を通して行った。構築したギャップ冷却モデルを用いることにより、CAMPコードが容器壁の温度履歴を再現可能であることを明らかにした。
丸山 結; 森山 清史; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 平野 雅司; 中島 研吾*
Proceedings of RASPLAV Seminar 2000 (CD-ROM), 8 Pages, 2000/11
シビアアクシデント時圧力容器下部プレナム内溶融炉心熱流動解析コードCAMPの検証を行った。本コードは、内部発熱流体の自然対流と下部ヘッドへの熱負荷、下部ヘッドと溶融炉心固化物間の隙間形成と隙間への冷却水の浸入をモデル化している。半球容器内でフレオンを電磁加熱したUCLA実験の解析では、流体の温度、容器壁面熱伝達係数等を良く予測した。半球スライス容器内で溶融塩を容器側壁から加熱したRASPLAV-salt実験では、熱伝達特性を定性的に再現した。原研で実施した半球体系の圧力容器内溶融炉心冷却性実験の解析を行い、隙間への冷却水浸入モデルを用いることにより実験で測定された容器壁の温度履歴を再現できることを示した。また、狭隘流路内限界熱流束及び内部発熱流体自然対流熱伝達に関する相関式を用い、隙間への冷却水浸入のみでは、大量の溶融炉心の冷却が困難であることを明らかにした。
柴本 泰照; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊*
JAERI-Tech 99-042, 41 Pages, 1999/05
シビアアクシデント時の溶融燃料の原子炉圧力容器下部ヘッドにおける燃料冷却材相互作用(molten fuel and coolant interactions, MFCIs)を伴う落下中及び落下後の堆積挙動に関する模擬基礎実験を行い、中性子ラジオグラフィ(neutron radiography,NRG)を中心とした流動の可視化観察を行った。実験では、低融点の溶融合金(鉛-ビスマス)を圧力容器の下部ヘッドに見立てた小型の試験容器に落下させ、溶融合金単相の振る舞い及び冷却材との相互作用を観察した。また、NRG実験の検証・補完のため、耐熱ガラス容器を用いた流動の直接観察実験及び赤外線ビデオカメラを用いた容器外表面の温度分布の変化を測定した。本レポートは、これらの実験方法と観察結果をまとめたものである。
中村 秀夫; 柴本 泰照; 安濃田 良成; 久木田 豊*; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*
Nuclear Technology, 125(2), p.213 - 224, 1999/02
被引用回数：8 パーセンタイル：53.55(Nuclear Science & Technology)高温(≦773K)で液状の鉛ビスマス合金の水中あるいは空の模擬容器への落下挙動を、高速度撮像の中性子ラジオグラフィで観察した。高速ビデオカメラ、イメージインテンシフィヤ及びJRR-3Mの高速中性子ビームにより、溶融及び固化金属と水、沸騰による水蒸気との激しい相互作用を、最高500フレーム毎秒で明瞭に可視化した。さらに、金カドミニューム合金のトレーサー粒子を混入することで、水中に落下した溶融金属の流速分布計測をPIV法を用いて実施した。以上の結果から、本可視化手法が、金属/気相/液相混合物の、高速でかつ複雑な現象の観察に適用可能なことを示した。
丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純
JAERI-memo 08-127, p.269 - 275, 1996/06
TMI-2事故では、大量の溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに移行したが、そこで溶融炉心が冷却され、事故が圧力容器内で終息した。残念ながら下部ヘッドにおける、溶融炉心の冷却メカニズムは未だ解明されていない。原研で進めている事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画では、平成8年度より圧力容器内溶融炉心冷却性実験を開始すべく準備を進めている。この実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する計画である。熱損失、溶融炉心上部に形成されるフラストの成長速度に関する検討を行い、酸化アルミニウムの適用性、試験体の規模等を定めた。本検討から酸化アルミニウムの適用性を確認するとともに、溶融物の重量を50kg、試験体の直径を0.5mとすることとした。
中村 秀夫; 柴本 泰照; 安濃田 良成; 久木田 豊; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.665 - 672, 1996/00
TMI-2事故時には、溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに落下、固化して高温のデブリを形成し、高圧条件下で長時間下部ヘッドを加熱した。しかし、その際下部ヘッドの健全性を維持させた機構については、充分解明されていない。溶融炉心の固化過程では、蒸気発生を伴う固気液3相の流動が生じたと考えられる。ここでは、固化後の形態を左右すると思われるこのような混相流動に関する基礎的知見を得る為、下部ヘッドを模した偏平U字断面の小型容器を用い、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィによる可視化と高速ビデオによる観察を試みた。高増倍率のイメージインテンシファイヤの使用で、比較的ノイズが少なく明るいビデオ画像が得られた。その結果、大気圧下で300~500
CのPb-Bi合金を空の容器、又は水中に落下させた場合につき、固化過程での金属内の流動や、混合、蒸気発生、気液流動、固化形態、及びこれら現象に及ぼす落下時の合金と冷却水の温度や量の影響に関する知見を得ることができた。
丸山 結; 山野 憲洋; 森山 清史; H.S.Park*; 工藤 保; 杉本 純
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA96), 3, p.1367 - 1374, 1996/00
原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画において、圧力容器内溶融炉心冷却性実験を実施している。この実験ではテルミット反応により生成した高温の溶融酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する。これまでに実施した2回の実験においては、30kgあるいは50kgの溶融酸化アルミニウムを、圧力容器下部ヘッドを模擬している実験容器に流し込んだ。実験容器内の初期水位は30cmである。実験後に冷却固化した酸化アルミニウムを観察し、表面が非常に粗いこと、クラックが形成されていること、等を確認した。また、溶融物及び実験容器壁の温度履歴測定結果は、実験容器内で固化した酸化アルミニウムと容器壁との間に水が浸入した可能性を示唆した。実験容器壁の温度減少速度から、容器内壁における熱流速は概ね300~400kW/m
と評価された。
上塚 寛; 永瀬 文久; 鈴木 敏夫*
JAERI-Research 95-084, 36 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-084.pdf:1.32MB
TMI-2デブリの放射化学的性質等を評価する基礎データを得るために、ペレット破片を含む8個のデブリサンプルに対するガンマ線分析を行った。計算コードに依拠しない評価手法により、デブリ中の燃料成分の燃焼度(3030~3600MWd/t)、Cs残留率(0.4~6%)、UO
含有率(64.5~83.3wt%)を求めた。また、この評価法により、INELで得られたガンマ線分析データベースを再評価し、サンプル採取位置毎のFP放出特性や燃焼度分布を調べた。その結果、溶融プール領域から採取されたデブリと下部ヘッド上にリロケートしたデブリの特性は類似していることがわかった。以上で得られた知見とORIGENコードによる計算値から下部ヘッド上に堆積したデブリの発熱量を評価した。
丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純
Proc., Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety,Kanzanji 1995, 0, p.54 - 69, 1995/00
1979年米国ペンシルベニア州で発生したTMI-2事故では、炉心の約45%が溶融し、その内の約19トンが下部プレナム領域に移行したと推定されている。本講演では、TMI-2下部ヘッドの損傷状態、下部ヘッド鋼材の安全裕度、溶融炉心の移行シナリオ等と評価することを目的に実施されたTMI-VIP計画から得られた知見と併せて、原研の事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画で予定されている実験の概要を報告する。ALPHA計画の炉内デブリ冷却性実験(スコーピング実験)ではAlO
を溶融炉心模擬物として用いる。スケーリング解析から下部ヘッド試験体の直径を50~70cm、AlOの重量を~100kgと定めた。この実験では溶融物の温度等を計測するとともに、固化した溶融炉心模擬物の性状を計測する。
加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 阿部 陽介; 永瀬 文久
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所における過酷事故進展及び炉内状況の推定に役立てることを目的として、溶融燃料の落下に伴う原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価するための研究を進めている。本講演では、解析に必要な原子炉圧力容器構成材料の高温引張・クリープデータ等の材料特性データや熱流動解析及び熱流動・構造連成解析に用いる下部ヘッド詳細解析モデルについて説明するとともに、種々の事故シナリオにおける熱流動・構造連成解析を行い過酷事故時の原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価した結果について発表する。
坂東 大都*; 佐々木 凌太郎*; 福田 貴斉*; 山路 哲史*; 山下 拓哉
no journal, ,
As one of the three tasks of "Project of Decommissioning, Contaminated Water and Treated Water Management (Development of Analysis and Estimation Technologies for Characterization of Fuel Debris) (Development of Estimation Technologies of RPV Damaged Condition, etc.)", this study presents evaluation of the fuel debris behavior below the damaged RPV lower head boundary of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) Unit-2. The focus of the study is to evaluate the debris behavior at the time of / after the failure of the RPV boundary. It is expected to provide more comprehensive understanding of the precedingly obtained muon image, which seemed to indicate that a large amount of highly-dense materials distributed between the RPV lower head and the thermal insulation structures just below the RPV. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is being developed to evaluate the fuel debris behavior in/under the actual plant geometry and conditions. The melt behavior analysis code, based on the MPS method, is being developed to analyze the following two debris behaviors. Firstly, the debris discharge behavior from penetration tube structures is analyzed. The solidified debris blocks are represented by rigid bodies, using the Passively Moving Solid (PMS) model with consideration of decay heat of the oxidic fuel debris. The relocations of the oxidic debris involving melting of the surrounding metallic debris and the penetration tube wall structure are analyzed. Secondly, the melt behavior on / through the multi-layered thermal insulation structures below the RPV is analyzed. The discharged melt from the RPV boundary may freeze on the insulation plate, depending on the thermal condition in the pedestal and the discharged melt history.
佐藤 拓未; 山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二
no journal, ,
The reaction between the molten metallic debris pool and the structural materials of reactor pressure vessels (RPV) is important in understanding the RPV failure behavior. In this study, the ELSA (Experiment on Late In-vessel Severe Accident Phenomena)-1 test, which focuses on the damage caused by the eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD) structures, was conducted. A test sample simulating the CRD structure at the lower head was fabricated and loaded with Fe-Zr alloy as the simulated metal debris. The sample was gradually heated to about 1400 C using the LIESAN test facility, and in-situ observation was performed using a video camera. The test results showed that the CRD structural material reacted with the metal debris and melted at about 1050-1250 C, which was lower than the melting point of the CRD itself. It was also observed that the molten material flowed into the CRD, suggesting that the CRD structure was preferentially damaged during the severe accident.
