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論文

Numerical analysis for FP speciation in VERDON-2 experiment; Chemical re-vaporization of iodine in air ingress condition

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 163, p.108587_1 - 108587_9, 2021/12

 被引用回数:0

In the late phase of severe accident in light water reactor nuclear power station, re-mobilization of fission products (FPs) has a significant impact on the source term because most portion of FPs is retained in reactor coolant system and/or containment vessel. Recently, VERDON-2 experiment showed noticeable re-vaporization, which was one of the re-mobilization phenomena, of iodine under air ingress condition, but this mechanism has not been identified yet. The present study numerically investigated the FPs behaviors in VERDON-2 experiment with the mechanistic FPs transport analysis code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to further understand nature for FPs behavior, especially iodine re-vaporization under air ingress condition. Consequently, this analysis reproduced the deposition profile of cesium, one of important FPs in the source term, along the thermal gradient tube (TGT) in the experiment, which revealed that cesium was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ and Cs$$_{2}$$Te after the release of molybdenum and tellurium was activated. Regarding iodine as another important FP, formation of CsI was predicted in steam condition. The CsI was transported and partly deposited and condensed onto the TGTs and other components of the VERDON facility. Under the air ingress condition, the present analysis showed the agreement for iodine re-vaporization in the experiment and revealed its mechanism; the deposits of iodide were chemical re-vaporized as molecular iodine (I$$_{2}$$) gas by redox reaction with competitive elements such as molybdenum, chromium and tellurium.

論文

Improved performance of wide bandwidth neutron-spin polarizer due to ferromagnetic interlayer exchange coupling

丸山 龍治; 山崎 大; 青木 裕之; 阿久津 和宏*; 花島 隆泰*; 宮田 登*; 曽山 和彦; Bigault, T.*; Saerbeck, T.*; Courtois, P.*

Journal of Applied Physics, 130(8), p.083904_1 - 083904_10, 2021/08

 被引用回数:0

Ferromagnetic (FM) interlayer exchange coupling of ion-beam sputtered Fe/Ge multilayers was investigated by off-specular polarized neutron scattering measurements. We observed a monotonously growing correlation of magnetic moments in the out-of-plane direction with decreasing Ge thickness. The results of the Fe/Ge multilayers were used to invoke FM interlayer exchange coupling in a neutron polarizing supermirror in order to extend its bandwidth. Typically, the bandwidth is limited due to a Curie temperature close to room temperature of the thinnest Fe layers with less than 3 nm. We propose a modified layer sequence of the neutron polarizing supermirror, where the minimum Fe thickness was set to 3.5 nm whereas the Ge thickness was reduced. A performance test of the neutron polarizing supermirror showed that the FM interlayer exchange coupling contributed to the presence of the magnetization comparable to the bulk and resulted in a marked extension in the bandwidth.

論文

熱流動とリスク評価,1; リスク評価における熱流動解析の役割

丸山 結; 吉田 一雄

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(7), p.517 - 522, 2021/07

確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。

論文

Phenomena identification ranking tables for accident tolerant fuel designs applicable to severe accident conditions

Khatib-Rahbar, M.*; Barrachin, M.*; Denning, R.*; Gabor, J.*; Gauntt, R.*; Herranz, L. E.*; Hobbins, R.*; Jacquemain, D.*; 丸山 結; Metcalf, J.*; et al.

NUREG/CR-7282, ERI/NRC 21-204 (Internet), 160 Pages, 2021/04

The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) is preparing to accept anticipated licensing applications for the commercial use of accident tolerant fuel (ATF) in commercial nuclear power plants in the United States. It is the objective of the NRC to evaluate the effects of ATF designs on severe accident behavior, and to determine potential changes to the NRC severe accident analysis computer codes that would simulate plant conditions using ATFs commensurate with the accuracy in accident analyses involving conventional fuels. This report documents the development of Phenomena Identification and Ranking Tables (PIRTs) for near-term ATFs under severe accident conditions in light water reactors (LWRs). The PIRTs were developed by a panel of experts for various near-term ATF design concepts (i.e., FeCrAl cladding, zirconium alloy cladding coated with chromium, and Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$ dopants in uranium dioxide fuels) in addition to the impacts from fuel enrichment and burnup. Panel members also considered the severe accident implications of the longer-term ATF concepts. The main figures-of-merit considered in this ranking process are the amount of fission products released into the containment and the quantity of combustible gases generated during an accident. Special focus is given to whether existing severe accident codes and models would be sufficient as applied to LWRs employing these fuels, and whether additional experimental studies or model development would be warranted.

報告書

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月$$sim$$2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

論文

原子力機構における原子力安全研究の取り組み; 福島第一原子力発電所事故への対応及び同事故を踏まえた研究の展開を中心に

丸山 結

エネルギーレビュー, 41(4), p.20 - 24, 2021/03

2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故後に安全研究・防災支援部門が発足し、この中に安全研究センター及び原子力緊急時支援・研修センターが置かれた。安全研究・防災支援部門における最大のミッションは、東京電力福島第一原子力事故の教訓を踏まえつつ、ニーズに則した質の高い安全研究を行って、原子力規制委員会/原子力規制庁を技術的に支援することである。本稿では、東京電力福島第一原子力発電所の事故を踏まえたニーズに対応した安全研究センターにおける研究の展開に加え、安全研究センターにおける東京電力福島第一原子力発電所事故の対応に係わる短期的な(事故発生直後から大よそ1年間)活動及び東京電力福島第一原子力発電所の事故に係わる国際協力について概説する。

論文

Improvement in sputtering rate uniformity over large deposition area of large-scale ion beam sputtering system

丸山 龍治; 山崎 大; 阿久津 和宏*; 花島 隆泰*; 宮田 登*; 青木 裕之; 曽山 和彦

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011092_1 - 011092_6, 2021/03

中性子偏極スーパーミラーは、熱及び冷中性子ビームを偏極するための光学素子であり、実機への応用には高偏極率であるとともに必要な外部磁場を小さく抑えること、即ち偏極スーパーミラーを構成する磁気多層膜が磁気的にソフトであることが重要である。本発表では、J-PARC MLFの共用ビームラインBL17等を用いて得られた偏極スーパーミラーの高偏極率化、及び磁気多層膜の軟磁性化を目指しこれを構成する多層膜特有の磁気特性の解明に関する成果について議論する。

論文

Mode distribution analysis for superionic melt of CuI by coherent quasielastic neutron scattering

川北 至信; 菊地 龍弥*; 田原 周太*; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 丸山 健二*; 山内 康弘*; 河村 聖子; 中島 健次

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011071_1 - 011071_6, 2021/03

ヨウ化銅は高温固相で、ヨウ素イオンが作る面心立方格子の隙間を銅イオンが動く超イオン伝導体になることで知られている。溶融相でも、集団的あるいは協調的なイオンの運動を示す特徴がある。MDシミュレーションにおいて、銅イオンの拡散がヨウ素イオンより非常に速いこと分かっている。Cu-Cu部分構造因子にはFSDPと呼ばれる構造を持ち、銅の分布に中距離秩序があることを示している。さらに、Cu-Cu部分二体分布関数は、Cu-Iで形成される最近接分布に深く入り込んでいる。そうした溶融CuIの異常的振る舞いの原因を解明するために、J-PARCの物質・生命科学実験施設に設置されたディスクチョッパー分光器AMATERASを用いて、中性子準弾性散乱(QENS)実験を行った。構造可干渉性のQENSから得られた動的構造因子を理解するため、モード分布解析を行った。その結果、ヨウ素イオンの運動が局所的に閉じ込められた空間で揺らぐような運動であること、一方銅イオンはヨウ素イオンより速く拡散する運動をしていることが分かった。

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Nuclear Technology, 206(9), p.1449 - 1463, 2020/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:98.35(Nuclear Science & Technology)

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (BSAF) project, which started in 2012 and continued until 2018, was one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi. The project, divided into two phases addressed the investigation of the accident at Unit 1, 2 and 3 by Severe Accident (SA) codes until 500 h focusing on thermal-hydraulics, core relocation, Molten Corium Concrete Interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, Reactor Pressure Vessel (RPV) and Primary Containment Vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS signatures. The combination of code results and inspections (muon radiography, PCV inspection) has provided a picture of the current status of the debris distribution and plant status. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with Unit 1 and Unit 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RPV and into cavity floor, RPV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RPV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in detail further aspects of the Fukushima Daiichi accident.

論文

Computational study on the spherical laminar flame speed of hydrogen-air mixtures

Trianti, N.; 茂木 孝介; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

The computational fluid dynamics (CFD) have been developed to analyze the correlation equation for laminar flame speed of hydrogen-air mixtures. This analysis was carried out on the combustion of hydrogen-air mixtures performed at the spherical bomb experiment facility consists of a spherical vessel equipped (563 mm internal diameter). The facility has been designed and built at CNRS-ICARE laboratory. The simulation was carried out using the reactingFoam solver, one of a transient chemical reaction solver in OpenFOAM 5.0. The LaunderSharmaKE model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was taken into account using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The initial condition of spherical flame analysis was set so as to be consistent with those of the experiment. The position of the flame front was detected by the steep drop of hydrogen mass fraction in the spherical radii, and the flame propagation velocity was estimated from the time-position relationship. The analysis result showed the characteristic of spherical flame acceleration was qualitatively reproduced even though it has a discrepancy with the experiment. After validating the calculation of spherical experiments, a laminar burning velocity correlation is presented using the same boundary conditions with the variation of hydrogen concentration, temperature, and pressure. The calculation of laminar flame speed of hydrogen-air mixtures by reactingFoam use reference temperature T$$_{rm ref}$$ = 293 K and reference pressure P$$_{rm ref}$$ = 1 atm with validated in the range of hydrogen concentration 6-20%; range of temperature 293-493 K; and range of pressure 1-3 atm.

論文

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,1; 確率論的リスク評価の技術課題

丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(6), p.328 - 333, 2020/06

発電用原子炉施設, 核燃料施設などの原子力関連施設の安全確保において、確率論的リスク評価(PRA)が重要な役割を担っている。PRAより得られる様々な知見や情報が原子力関連施設の運用に関する意思決定に有用であり、自主的安全性向上活動、新検査制度などにおいて、PRAより得られるリスクの活用もなされている。一方で、PRAの評価技術についても、日本原子力学会標準委員会において、PRA手法を中心とした標準(実施基準)の整備を行うなど段階的に進展している。こういった背景の中で、「よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために」と題する連載講座を本稿から7回にわたって開講する。第1回は、原子炉施設及び核燃料施設を対象に、内的事象及び外的事象、レベル1, レベル2及びレベル3、各運転状態(通常運転時や停止時)に対するPRAについて、技術の現状及び応用例、今後の技術課題や研究・開発の方向性について概説する。

論文

Effects of surface tension and viscosity on liquid jet breakup

Zhan, Y.*; 桑田 裕介*; 丸山 清嵩*; 大川 富雄*; 榎木 光治*; 青柳 光裕; 高田 孝

Experimental Thermal and Fluid Science, 112, p.109953_1 - 109953_8, 2020/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.53(Thermodynamics)

The breakup process of liquid jet was explored through visualization to develop a prediction model for liquid splash. Water, ethanol aqueous solution, and glycerin aqueous solution were used as the test liquids to explore the effects of surface tension and viscosity. Since the droplets were produced due to jet breakup, the impact frequency was zero just downstream of the nozzle and increased asymptotically with an increase in the distance from the nozzle. Thus, auxiliary correlations were developed for the minimum breakup length where the jet breakup is initiated, the maximum breakup length where the jet breakup is completed, the mean droplet size and the impact frequency. It was demonstrated that the impact frequencies calculated by the proposed model agree with the experimental data fairly well. For the application to coolant leakage in sodium-cooled fast reactors, a simple method to ensure conservative estimation of the impact frequency was also proposed.

論文

偏極スーパーミラーのさらなる高性能化を目指して

丸山 龍治

波紋, 30(1), p.45 - 50, 2020/02

サイエンスの様々な分野において偏極中性子散乱の果たす役割は益々増大しており、J-PARC MLFでの偏極中性子ビーム利用の高度化のため原子力機構では偏極スーパーミラーの高性能化に関する研究開発を進めている。本稿では、それらの研究において近年得られたいくつかの成果を報告する。

論文

Coherent magnetization rotation of a layered system observed by polarized neutron scattering under grazing incidence geometry

丸山 龍治; Bigault, T.*; Saerbeck, T.*; Honecker, D.*; 曽山 和彦; Courtois, P.*

Crystals (Internet), 9(8), p.383_1 - 383_13, 2019/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:52.75(Crystallography)

中性子偏極スーパーミラーを偏極中性子散乱測定に用いる際には、試料の磁化や中性子ビームの偏極率への影響を小さく抑えるために、これを構成する多層膜が磁気的にソフトであることが重要である。これらの多層膜は交換結合長(数十nm)よりも小さい結晶粒から構成され、磁気特性はバルクとは異なり隣り合うスピン間での交換相互作用による結晶磁気異方性の平均化(ランダム異方性モデル)によって理解される。本研究では、多層膜の面内磁気構造の磁場依存性を斜入射偏極中性子散乱を用いて観察することにより、我々の系が本モデルに従うかどうかに関する検証を行った。実験によって得られた散乱データは歪曲波ボルン近似による散乱強度分布シミュレーションにより解析され、磁化の方向が揃った領域は0.5$$sim$$1.1$$mu$$m程度の範囲内で磁化の反転過程において大きく変化しないという結果が得られた、これは、磁化の過程がバルクで見られる磁壁の形成と移動ではなくコヒーレントな磁気モーメントの回転によることを意味する。今後は、このモデルの適応範囲等について研究を進め、多層膜の磁気特性を支配するメカニズムに関する理解を深めることが重要である。

論文

CFD analysis of hydrogen flame acceleration with burning velocity models

茂木 孝介; Trianti, N.; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4324 - 4335, 2019/08

Hydrogen managements under severe accidents are one of the most crucial problems and have attracted a great deal of attention after the occurrence of hydrogen explosions in the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in March 2011. The primary purpose of our research is improvements in computational fluid dynamics techniques to simulate hydrogen combustion. Our target of analysis is ENACCEF2 hydrogen combustion benchmark test conducted in the framework of ETOSON-MITHYGENE project. Flame acceleration experiments of hydrogen premixed turbulent combustions were simulated by the Turbulent Flame Closure (TFC) model. We implemented several laminar flame speed correlations and turbulent flame speed models on XiFoam solver of OpenFOAM and compared the results to investigate the applicability of these correlation and model equations. We found that all the laminar flame speed correlations could predict qualitative behavior of the flame acceleration, but Ravi & Petersen laminar flame speed correlation that is originally implemented in OpenFOAM underestimated the maximum flame speed for the lean hydrogen concentration. Zimont model and G$"u$lder model of the turbulent flame speed could reasonably simulate the flame acceleration behavior and maximum pressure peaks. The flame velocities calculated with G$"u$lder model tend to be faster than that calculated with Zimont model.

論文

Analysis for the accident at unit 1 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.72 - 82, 2019/08

原子力機構では、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に加え、格納容器の破損として、ベント弁が完全に閉まらなかったために引き起こされるベントラインからの継続的な漏洩をモデル化した1号機の3週間にわたる解析結果について紹介する。本仮定に基づく解析では、原子炉冷却系や格納容器の圧力履歴を再現できており、解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約6%及び約1%であった。

論文

Analysis for the accident at unit 2 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08

JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。

論文

Analysis for the accident at Unit 3 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE Code in BSAF2 project

石川 淳; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.536 - 547, 2019/08

Japan Atomic Energy Agency is pursuing the development and application of the integrated severe accident analysis code, THALES2/KICHE for analysis of severe accident progression and source term. The accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS) from units 1 to 3 were analyzed using THALES2/KICHE code for better understanding of the accident in the OECD/NEA BSAF2 project. This paper describes three week analysis for the accident at unit 3. The leakage through the drywell head flange and an equipment hutch was assumed in order to reproduce the tendency of drywell pressure history in addition to the intermittent activation of the containment vessel venting system via the suppression chamber. As for the source term analysis, the dominant chemical forms for cesium and iodine were assumed to be cesium iodine (CsI) and cesium molibdate (Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$) based on the insights of the PHEBUS/FP experiments. The iodine chemical reaction kinetics in the containment aqueous phase, which were associated with the production of molecular iodine and organic iodide, were taken into consideration in the present analysis. The released iodine and cesium within three weeks after the earthquake were predicted to be approximately 3% and 6% of the initial inventory, respectively.

論文

Outline of the OECD/NEA/ARC-F Project

中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1147 - 1162, 2019/08

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of the Fukushima Daiichi NPS project (BSAF) has started in 2012 until 2018 as one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi NPS. The project addressed the investigation of the accident at Units 1, 2 and 3 by severe accident (SA) codes focusing on thermal-hydraulics, core relocation, molten core/concrete interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, reactor vessel (RV) and primary containment vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS measurement. The combination of code results and inspections has provided a picture of the current state of the debris distribution and plant state. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with units 1 and 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RV and into cavity floor, RV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in details further aspects of the Fukushima Daiichi NPS accident.

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