MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113088

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

MAAP code analysis focusing on the fuel debris condition in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112205

これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。

Evaluation of core material energy change during the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Unit 3 based on observed pressure data utilizing GOTHIC code analysis

佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1862718

The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.

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

吉川 信治

JAEA-Research 2019-004, 32 Pages, 2019/09

JAEA-Research-2019-004.pdf:2.77MB

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。解析した期間は、炉内の水位が燃料有効部頂部(TAF)に到達してから、原子炉自動減圧システム(ADS)が作動して圧力容器(RPV)圧力が減少し始めるまでである。3月13日6:30頃以降ADS作動までのRPVとPCVの圧力挙動からこの間RPVからPCVへの漏洩があったと考えられるが、この漏洩経路と漏洩面積を複数のシナリオについて評価したところ、漏洩面積は高々1cm程度と評価された。この面積は開状態のSRVの流路断面積に比べて大幅に小さく、ADS作動後の主な蒸気の流れはSRVから圧力抑制室(S/C)を経由したものであったと推定される。

Thermal-hydraulic analysis of MONJU upper plenum under 40% rated power operational condition

本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG -モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。

Depositional records of plutonium and Cs released from Nagasaki atomic bomb in sediment of Nishiyama reservoir at Nagasaki

國分 陽子; 安田 健一郎; 間柄 正明; 宮本 ユタカ; 桜井 聡; 臼田 重和; 山崎 秀夫*; 吉川 周作*; 長岡 信治*; 三田村 宗樹*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 99(1), p.211 - 217, 2008/01

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2007.11.010

長崎西山貯水池堆積物中のPu/Pu比及びPu, Cs濃度の深度分布を調べ、Pu/Pu比からプルトニウムの起源を推定し、長崎原爆爆発直後に堆積したプルトニウム及びCsを含む堆積物を特定した。またその堆積物の下層から長崎原爆に起因するフォールアウトの蓄積の証拠となる微粒炭も検出した。本報告は長崎原爆直後から現在に至るまで西山貯水池堆積物に蓄積した長崎原爆由来のプルトニウム及びCsの全容を核実験由来の成分と区別して初めて明らかにしたものであり、今後のプルトニウムの長期環境挙動解析の指標となる。

高速炉の開発,「もんじゅ」から次世代炉へ; 日本混相流学会に寄せて

吉川 信治

日本混相流学会年会講演会2005講演論文集, p.311 - 312, 2005/08

高速炉は、21世紀を超えてエネルギーと環境問題を整合的に解決する手段と期待されている。高速炉を実用化するために様々な分野の努力が払われている。本報は主に「もんじゅ」で蓄積された技術的知識を次世代の高速炉へ継承するために行われている取組について論じ、特に設計問題の構造分析に焦点を当てる。現象論的な知識の重要性についても、高速炉における混相流の例を挙げながら言及する。

FBRプラントエンジニアリングシステムの開発

南 正樹*; 坂田 英明; 吉川 信治; 山田 文昭

JNC TN4410 2005-001, 123 Pages, 2005/03

JNC-TN4410-2005-001.pdf:6.81MB

将来の多様な高速炉プラントの概念設計を支援することを目的として、「もんじゅ」の設計手法をベースとした、FBRプラントエンジニアリングシステムの開発を進めている。これまでに本システムは、「もんじゅ」の予備設計から概念設計までの設計手法を対象に、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様を評価することができる「FBRプラント概念検討システム」と、設計仕様の相互の関係が複雑かつ設計手順が必ずしも明らとなっていない設計に対して、マトリクス処理とグラフ理論を適用して設計支援する「先進的設計支援ツール」をパソコン上に開発した。本システム開発の主な成果は以下の通り。(1)「もんじゅ」の予備設計から概念設計段階で検討した基本的かつ主要な設計仕様の選定の経緯及び根拠を調査し、概念設計支援を行なうために必要な設計手法を集約した。(2)電気出力や主蒸気条件などの基本的な要件から、炉心燃料及び主冷却系の基本的な設計仕様の評価を行う、FBRプラント概念検討システムをパソコン上に開発した。(3)FBRプラント概念検討システムを用いて、「もんじゆ」の仕様値が模擬できることを確認した。また、「もんじゅ」以外のFBRプラントについて設計仕様値の試計算を行い、FBRプラント概念設計支援に適用できる見通しを得た。(4)マトリクス処理とグラフ理論を適用した先進的設計支援機能は、膨大な設計仕様の相互の関係を整理し、複雑な設計手順を効率良く把握する方法として有効であることを明らかにした。

Power Generation with Fe2 VAI modules using Sodium Heat Source

吉川 信治; 玉山 清志; 鈴木 亮輔*; 近藤 恒幾*; 仲井 智至*; 戸田 信一*

The 23rd International Conference on Termoelectric, 0 Pages, 2004/12

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もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードの改良; 水・蒸気側逆流解析機能の追加およびポスト処理機能の強化

戸田 信一; 吉川 信治; 渡辺 収*; 岸田 雅子*; 桶谷 和浩*

JNC TN4400 2003-005, 106 Pages, 2003/05

JNC-TN4400-2003-005.pdf:3.82MB

もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードMSGに対して、水・蒸気側モデルの逆流解析機能、および、ポスト処理にアニメーション機能をそれぞれ追加改良・整備した。具体的には、ヘリカルコイル型伝熱管内の水・蒸気側モデルにおける各分割ノードに圧力点を持たせることにより、局所的な逆流についても解析可能なように改良した。また、圧力計算点の増加に伴い実用的な計算時間で処理可能なようにマトリクスソルバーについても合わせて改良した。これは、圧力、エンタルピーを同時に解く必要があるが、ブロック・ヤコビ法を適用することにより、マトリクスに優対角性をもたせ緩和法を用いて効率よく処理することを可能としたものである。試計算として、定常取得計算を手動トリップ時のSGブローダウン解析を行い、改良したMSGコードの計算機能を確認するとともに、解析結果をまとめた。 また、ポスト処理としてSG胴側ナトリウム温度分布の時系列変化をアニメーション化する機能を追加した。これは、特に過渡変化時における全体的な熱流動挙動の把握に効果的であり、今後の解析処理能力・効率の向上に役立てることができる。