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論文

Post-test analyses of the CMMR-4 test

山下 拓哉; 間所 寛; 佐藤 一憲

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 8(2), p.021701_1 - 021701_13, 2022/04

Understanding the final distribution of core materials and their characteristics is important for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Such characteristics depend on the accident progression in each unit. However, boiling water reactor accident progression involves great uncertainty. This uncertainty, which was clarified by MAAP-MELCOR Crosswalk, cannot be resolved with existing knowledge and was thus addressed in this work through core material melting and relocation (CMMR) tests. For the test bundle, ZrO$$_{2}$$ pellets were installed instead of UO$$_{2}$$ pellets. A plasma heating system was used for the tests. In the CMMR-4 test, useful information was obtained on the core state just before slumping. The presence of macroscopic gas permeability of the core approaching ceramic fuel melting was confirmed, and the fuel columns remained standing, suggesting that the collapse of fuel columns, which is likely in the reactor condition, would not allow effective relocation of the hottest fuel away from the bottom of the core. This information will help us comprehend core degradation in boiling water reactors, similar to those in 1F. In addition, useful information on abrasive water suspension jet (AWSJ) cutting for debris-containing boride was obtained in the process of dismantling the test bundle. When the mixing debris that contains oxide, metal, and boride material is cut, AWSJ may be repelled by the boride in the debris, which may cut unexpected parts, thus generating a large amount of waste in cutting the boride part in the targeted debris. This information will help the decommissioning of 1F.

論文

Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis

間所 寛; 佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111123_1 - 111123_15, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Estimation of the final debris distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) is inevitable for a safe and effective decommissioning. It is necessary to clarify possible failure modes of the reactor pressure vessel (RPV), which is influenced by the thermal status of slumped debris that highly depends on the in-vessel accident progression. The accident analysis of 1F Unit 2 (1F2) was conducted using the RELAP/SCDAPSIM code. One of the unsolved issues of 1F2 is the mechanism of three pressure peaks measured through late Mar. 14 to early March 15, 2011. Comparing the results of previous boiling water reactor (BWR) core degradation experiments and that of 1F2 numerical analysis, it can be estimated that most relocated metallic materials had solidified at the core bottom at the onset of first pressure peak. It is likely that the pressure increase occurred due to the evaporation of injected water reaching the heated core plate structures. Between the first and second pressure peaks, the water is assumed to have been injected continuously and the water level was likely to have recovered to BAF at the initiation of the second pressure peak. Probable slumping of a certain amount of molten materials initiated the second pressure peak and the subsequent gradual pressure increase continued possibly due to massive reaction between coolant and remaining Zircaloy in the core. Assuming the closure of the safety relief valve (SRV) at 0:00 on Mar. 15, the third pressure peak was well reproduced in the analysis.

口頭

福島第一原子力発電所の炉格納容器内等で採取された試料分析,6; 燃料デブリ取出しに向けた分析結果の活用方法

倉田 正輝; 間所 寛; 奥村 啓介; 佐藤 一憲; 溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)からの燃料デブリ取出し工程の設計や取出し作業の安全な進捗に向けて、燃料デブリやその他の堆積物や破損物等の分析にニーズを有している課題を抽出し、課題解決に必要となる特性や事象に分解しとりまとめた。抽出した特性や事象について、それらの評価のために必要となる分析手法と取得できる知見について検討を行った。さらに、サンプル分析で得られる限定的なデータを用いて、燃料デブリの広い領域の評価につなげられるかについて予備的に検討した。

口頭

Post-test analysis of the CMMR-4 test bundle

間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲

no journal, , 

The test bundle of the latest test CMMR-4, Core-Material Melting and Relocation experiment, consists of 48 fuel rods filled with ZrO$$_{2}$$ simulant pellets with Zircaloy claddings, a control blade with B$$_{4}$$C particles in SS tube and sheath, two Zircaloy channel box walls, and lower support structures. The height of the test bundle was 80 cm and the heating system of the test was the plasma heating, which enabled melting of the oxide simulant fuel pellets. The test confirmed that macroscopic gas permeability existed until the ceramic-fuel melted and that the hot fuel rods tended to remain as columns in the core region, which suggests the heating of the support structure in earlier phase is unlikely. This information is useful not only for 1F decommissioning but also for further understanding of a BWR severe accident progression. The test bundle was cut by using the abrasive waterjet (AWJ) technique that uses abrasive garnet of 150-300 micro m with feed rate of approximately 1.5 kg/min. In order to cut off about 30 mm of ZrB$$_{2}$$ spot contained in the relocated melts, 750 liters of water, 84 kg of garnet and one nozzle replacement were necessary. The EPMA and XRD analyses of the cross-section showed that the place where repelled the garnet-contained waterjet contained ZrB$$_{2}$$. Since the cutting by AWJ technique has the property of selectively abrading the soft spots of the material, it must be noted that, in case of utilizing the technique in 1F decommissioning, garnet might be repelled by a hard boride and abrades places which were not expected.

口頭

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定,2; 2, 3号機燃料デブリ状態に係る論点

佐藤 一憲; 山路 哲史*; 古谷 正祐*; 大石 佑治*; Li, X.; 間所 寛; 深井 尋史*

no journal, , 

CLADS英知事業において福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定に取り組んでおり、その一環として2・3号機における燃料デブリ状態に関するいくつかの重要な論点を整理している。すなわち、3号機でのペデスタル移行デブリによるMCCIの程度、あるいは2号機におけるペデスタル移行デブリの性状を考えると、プラント内部調査などの個々の要素間には現状知見による統一的な理解が困難な要素がいくつかある。これらは事故進展解明に係る中長期的課題であり、本英知事業はその解明に向けた一部と位置付けられる。本報告ではこれらの論点について報告する。

口頭

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定,4; 2号機RPVバウンダリー破損モードの検討

佐藤 一憲; 山路 哲史*; 古谷 正祐*; 大石 佑治*; Li, X.*; 間所 寛; 深井 尋史*

no journal, , 

福島第一原子力発電所2号機におけるRPVバウンダリー破損モードについて、これまでの解析評価や内部調査の結果などに基づいて検討し、考えられる3つのRPVバウンダリー破損モードを提示した。

口頭

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定,3; ねらいと全体計画及び一年目の進捗

山路 哲史*; 古谷 正祐*; 大石 佑治*; 佐藤 一憲; Li, X.*; 深井 尋史*; 間所 寛

no journal, , 

MPS法による溶融物挙動解析、模擬溶融物流下実験、浮遊法による高温融体物性評価と、実機プラントデータ・事故進展解析等の分析から、福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定に取り組んでいる。一年目は基盤技術の整備等に取り組んだ。

口頭

Estimation of the in-depth debris status of Fukushima Unit-2 and Unit-3 with multi-physics modeling, 5; Numerical analysis of simulant molten debris spreading and ablation on BWR pedestal experiments with MPS method

Li, X.*; 山路 哲史*; Duan, G.*; 古谷 正祐*; 深井 尋史*; 佐藤 一憲; 間所 寛; 大石 佑治*

no journal, , 

The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is being developed for simulation of multi-component liquid/solid relocation with solid-liquid phase changes. Main model developments and validation of the developed code against the simulated spreading and ablation experiments are summarized in the current paper.

口頭

下部ヘッド固液混合溶融プールの熱的挙動に関するLIVE試験

間所 寛; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; St$"a$ngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 溝上 伸也

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)2号機では、ペデスタル内部の構造物が比較的健全であることから、原子炉圧力容器(RPV)からペデスタル内部に移行した燃料デブリは比較的低温であり、下部ヘッド内部では、燃料デブリ中の酸化物成分が溶融する温度に至っておらず、金属成分が中心に溶融していたと推定される。RPV破損を推定するには下部ヘッド溶融プールの熱的挙動の把握が必要であるが、固液混合溶融プールに着目した試験は少なく、実験データの拡充が不可欠となっている。本研究では、独・カールスルーエ工科大学におけるLIVE試験装置を用いて、溶融プール形成過程及び伝熱挙動に関する試験を実施した。固液混合状態においても対流がある程度発達し、RPV側部に最も熱的負荷がかかることが分かった。

口頭

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定,9; 福島第一原子力発電所3号機デブリのペデスタル移行時に着目したプラントデータの分析

佐藤 一憲; 山路 哲史*; 古谷 正祐*; 大石 佑治*; Li, X.*; 間所 寛; 深井 尋史*

no journal, , 

3号機ペデスタル移行デブリの熱が、ペデスタル液相水の蒸発とそれにより発生した蒸気の圧力抑制室(S/C)での凝縮によってS/C水に伝えられていた可能性をドライウェル(D/W)とS/Cの圧力履歴をもとに評価した。この結果、デブリは強く冷却されていたと推定された。

口頭

Estimation of the in-depth debris status of Fukushima Unit-2 and Unit-3 with multi-physics modeling, 10; Evaluation of debris relocation and interaction with pedestal structures in Fukushima Daiichi Unit-3 with MPS method

Li, X.*; 山路 哲史*; 佐藤 一憲; 古谷 正祐*; 間所 寛; 大石 佑治*

no journal, , 

The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is developed to simulate debris relocation and interaction with pedestal structures in Fukushima Daiichi (1F) Unit-3. Different debris distributions and structure damages are evaluated with different debris relocation amount / intervals and convective vapor cooling from the debris surface.

口頭

BWR圧力容器下部構造物と溶融金属物質の反応による溶融物の流出挙動

佐藤 拓未; 山下 拓哉; 間所 寛; 永江 勇二

no journal, , 

本研究では、沸騰水型軽水炉の圧力容器下部構造物である制御棒駆動機構の金属系デブリとの反応・溶融試験を実施し、その破損挙動を観察した。その結果、構造材/金属デブリの反応により、単体での融点よりも低い低温でCRD構造物の破損が進行することが明らかになった。

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