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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
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.
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, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12
Based on the updated knowledge from plant-internal investigations, experiments and computer-model simulations until now, the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was analyzed using the MAAP code. In Unit 3, it is considered that ca. 40 percent of UO
fuel was molten when core materials relocated to the lower plenum of the reactor pressure vessel. Initially relocated molten materials would have been fragmented by mixing with liquid water, while solid materials would have relocated later on. With this two-step relocation, debris in the lower plenum seems to have been permeable for coolant, thus debris seems to have been once cooled down effectively. Although the present MAAP analysis seems to slightly underestimate core-material oxidation during the relocation period, this probable underestimation was compensated for by an existing study that was considered more reliable, so that more realistic debris conditions in the lower plenum could be obtained. Probable debris reheat-up behavior was evaluated based on interpretation of the pressure data. This evaluation predicted that the fuel debris in the lower plenum was basically in solid-phase at the time when it relocated to the pedestal. With this study, basic validity of the former prediction of the Unit 3 accident progression behavior was confirmed, and detailed boundary conditions for future studies addressing the later phases were provided.
山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二; 山路 哲史*; 溝上 伸也; 三次 岳志; 小山 真一
廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 53 Pages, 2023/10
令和4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(原子炉圧力容器の損傷状況等の推定のための技術開発))の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業費事務局ウェブサイトにて公開される。
山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 暢人*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(6), p.902 - 927, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：84.55(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 3 was addressed as the subject to produce an estimated diagram of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in November 2022.
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
被引用回数：2 パーセンタイル：84.55(Nuclear Science & Technology)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。
間所 寛; 山下 拓哉; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(2), p.144 - 168, 2023/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Since the reactor pressure vessel (RPV) lower head failure determines the subsequent ex-vessel accident progression, it is a key issue to understand the accident progression of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The RPV failure is largely affected by thermal loads on the vessel wall and thus it is inevitable to understand thermal behavior of molten metallic pool with co- existence of solid oxide fuel debris. In the past decades, numerous experiments have been conducted to investigate a homogeneous molten pool behavior. Few experiments, however, addresses the melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures. LIVE-J2 experiment aimed to provide the experimental data on a solid-liquid mixture pool in a simulated RPV lower head under various conditions. The extensive measurements of the melt temperature indicate the heat transfer regimes in a solid-liquid mixture pool. The test results showed that the conductive heat transfer was dominant during the steady state along the vessel wall boundary and that convective heat transfer takes place inside the mixture pool. Besides the experimental performance, the test case was numerically simulated by using ANSYS Fluent. The simulation results generally agree with the measured experimental data. The flow regime and transient melt evolution were able to be estimated by the calculated velocity field and the crust thickness, respectively.
間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; St
ngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 溝上 伸也
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Debris and molten pool behavior in the reactor pressure vessel (RPV) lower plenum is a key factor to determine its failure mode, which affects the initial condition of ex-vessel accident progression and the debris characteristics. These are necessary information to accomplish safe decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. After dryout of the solidified debris in the lower plenum, metallic debris is expected to melt prior to the oxide debris due to its lower melting temperature. The lower head failure is likely be originated by the local thermal load attack of a melting debris bed. Numerous experiments have been conducted in the past decades to investigate the homogeneous molten pool behavior with external cooling. However, few experiments address the transient heat transfer of solid-liquid mixture without external cooling. In order to enrich the experimental database of melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures, LIVE-J1 experiment was conducted using ceramic and nitrate particles as high melting and low melting temperature simulant materials, respectively. The test results showed that debris height decreased gradually as the nitrate particles melt, and molten zone and thermal load on vessel wall were shifted from bottom upwards. Both conductive and convective heat transfer could take place in a solid-liquid mixture pool. These results can support the information from the internal investigations of the primary containment vessel and deepen the understanding of the accident progression.
小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.
廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08
令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。
仲吉 彬; Rempe, J. L.*; Barrachin, M.*; Bottomley, D.; Jacquemain, D.*; Journeau, C.*; Krasnov, V.; Lind, T.*; Lee, R.*; Marksberry, D.*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 369, p.110857_1 - 110857_15, 2020/12
被引用回数：8 パーセンタイル：35.10(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所(1F)の各ユニットの燃料デブリの最終状態位置については、まだ多くは不明である。不確実性の低減に向けた最初のステップとして、OECD/NEAは、燃料デブリ分析予備的考察(PreADES)プロジェクトが立ち上げた。PreADESプロジェクトのタスク1の一環として、関連情報をレビューし、燃料デブリの状態の推定図の正確さを確認した。これは、将来の燃料デブリの分析を提案するための基礎となる。具体的にタスク1では2つのアクティビティを実施した。第一に、1Fでの廃止措置活動に資するTMI-2とチェルノブイリ原子力発電所4号機での重大事故の関連知識、プロトタイプ試験とホットセル試験の結果の知見を収集した。第二に、プラント情報とBSAFプロジェクトのシビアアクシデントコード分析からの関連知識が組み込まれている1F燃料デブリの原子炉内の状態に関する現状の推定図を見直した。この報告は、PreADESプロジェクトのタスク1の洞察に焦点を当て、1Fの将来の除染および廃止措置活動に情報を提供するだけでなく、シビアアクシデント研究、特にシビアアクシデントにより損傷した原子力サイトの長期管理に関する重要な視点を提供する。
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 206(10), p.1517 - 1537, 2020/10
被引用回数：13 パーセンタイル：85.11(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, the comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 2 was addressed as the subject to produce an estimated map of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in June 2018.
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：35 パーセンタイル：98.36(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.
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.
末廣 祥一*; 杉本 純*; 日高 昭秀; 岡田 英俊*; 溝上 伸也*; 岡本 孝司*
Nuclear Engineering and Design, 286, p.163 - 174, 2015/05
被引用回数：15 パーセンタイル：77.17(Nuclear Science & Technology)日本原子力学会のシビアアクシデント評価委員会は、福島第一原子力発電所事故で得られた知見を踏まえ、事故を起こした原子炉におけるデブリの分布や現状を精度よく把握すること、また計算コードによるシビアアクシデントの予測能力を高度化する上で重要な事象を抽出することを目的として、熱水力とソースタームに係る重要度ランク表を作成した。そのうち、ソースタームに係る重要度ランク表(ST PIRT)については、事故進展に従って3つの時間区分と、格納容器内外など9つの区画に区分して専門家が議論と検討を重ね、摘出した68の現象に対して重要度の評価を行うことにより作成した。本報は、作成したソースターム重要度ランク表、及びそれぞれの区分で高い重要度と評価された事象について記載する。
大貫 晃; 柴田 光彦; 玉井 秀定; 秋本 肇; 山内 豊明*; 溝上 伸也*
日本混相流学会年会講演会2003講演論文集, p.35 - 36, 2003/07
原研で開発を進めている低減速軽水炉の熱流動設計では、サブチャンネル解析コード等による解析的な評価を中核に据えている。そのため、ボイドドリフトモデルをはじめとする物理モデルの稠密格子体系への適用性を検証する必要がある。本研究では19本稠密格子ロッドバンドル体系での気液二相流流量配分実験を行い、サブチャンネル解析コードの適用性を評価/検証する。チャーン流条件で取得した液相及び気相の流量配分実験結果をサブチャンネル解析コードNASCAにより評価した結果、液相流量分布は妥当に予測したが気相流量分布は過小評価した。ボイドドリフトモデルの適用性をさらに検討する必要がある。
溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 鈴木 晶大*; 佐藤 一憲; 倉田 正輝; 平井 睦*; 溝上 伸也*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)では廃炉作業の進捗とともに、高線量環境などの課題から取得が困難であった1
3号機原子炉格納容器(PCV)内から、サンプルが取得されるようになっている。このようなサンプルについて、日本原子力研究開発機構(JAEA)及び日本核燃料開発(NFD)のホットラボへ輸送し様々な分析を実施している。本報告では、サンプル中のウラン含有粒子の性状に着目したSEM, TEMを用いた分析の結果と、粒子生成メカニズムの推定に関する検討の結果を紹介する。
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。
間所 寛; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; Stngle, 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。
森下 一喜; 大西 貴士; 前田 宏治; 溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 溝上 伸也*
no journal, ,
福島第一原子力発電所2号機オペレーティングフロアから採取された養生シートに付着した物質に関して、構成元素等の基礎的なデータを得るために化学分析を実施した。その結果、原子炉構造材由来と考えられるFe, Mn, Cu等の元素、燃焼燃料に由来するTe, Cs及びUが検出された。
溝上 暢人*; 鈴木 晶大*; 前田 宏治; 伊東 賢一*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
no journal, ,
福島第一原子力発電所13号機のPCV内からいくつかの放射性物質のサンプルを採取した。東京電力はこれらのサンプルの取得、分析施設への運搬を行うとともに、関係機関と共に詳細分析に取り組んでいる。SEMとTEMなどを用いて分析した結果、ウラン含有微粒子は、高温のコリウムから力学的プロセスによって分離されたと考えられるものと、蒸発およびその後の凝縮しことを示唆するものの2つのグループに分けられる。前者の粒子は、各号機の燃料デブリに共通な組成的特徴を有している可能性がある。両方のグループとも原子炉建屋内でのアルファ汚染(アクチニドによる)を引き起こす可能性がある。
佐々木 新治; 前田 宏治; 森下 一喜; 大西 貴士; 佐藤 一憲; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
no journal, ,
燃料デブリの性状把握の一環として、格納容器内等で採取された試料の特性把握のため、SEM-WDSでの元素分析、放射線分析及び化学分析を実施した。測定結果から、号機による傾向の違いが確認された。
