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.

多目的高温ガス実験炉Mk-III炉心の燃料の特性

荒井 長利; 幾島 毅; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 谷 雄太郎*; 黒木 修二*

JAERI-M 6945, 101 Pages, 1977/03

JAERI-M-6945.pdf:2.51MB

多目的高温ガス実験炉第1次概念設計における参考炉心としてMark-III炉心が設計された。本書はこの炉心における燃料の健全性に係わる主要な特性と核分裂性生物の放出特性の解析結果をまとめたものである。解析した特性は、被覆粒子のアメーバ効果・被覆層応力燃料棒および黒鉛ブロックの応力、燃料棒からの金属FPの放出などである。これらの解析によって、Mark-III炉心における燃料の安全性は基本的に確保され得るものと評価された。今後はこれらの設計特性を燃料の試験研究によって確証していく事が必要であろう。

多目的高温ガス実験炉Mk-III炉心設計におけるアメーバ効果の検討

荒井 長利; 谷 雄太郎*

JAERI-M 6326, 72 Pages, 1975/11

JAERI-M-6326.pdf:2.3MB

高温ガス炉用被覆燃料粒子の使用限界を規定する一要因としてアメーバ効果がある。本報告書は、多目的高温ガス実験炉Mk-III炉心設計におけるアメーバ効果の検討評価について述べたものである。先ず、海外の照射実験データを参考として、UO燃料のアメーバ効果に対する設計法が検討された。これに基づいて、Mk-III炉心設計での燃料の幾つかの熱的状態におけるアメーバ効果が定量的に評価した。この結果、公称熱的状態での最大核移動量は約25であり、被覆粒子のFP保持機能は確保され得るものと予測された。なお、アメーバ効果に対して、より信頼度高い設計とするための今後の課題についても触れた。