Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, it has been reported that several units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment. However, the detailed accident progression of such a containment failure, which includes core melt, reactor vessel failure and following containment vessel behavior, has still large uncertainties. Especially for the unit 2 and 3, they had succeeded in the initial core cooling, but at last lost their cooling system and fell into severe accident to release the fission product into the environment. Nowadays, several information has been obtained by the internal inspection into the containment of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. To clarify the uncertainties in the accident scenario, considering the information and several insights already accustomed by previous research, the latest accident scenario in unit 2 and unit 3 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident are suggested and tested by the severe accident analysis code, MAAP in this study. It is shown that unit 2 and 3 both accident scenario would have resulted in the thermal stratification in suppression pool which encouraged the containment pressure response in the early phase of the accident. In addition, containment vessel leakage would have occurred and affected the containment depressurization.

Formulation of material property formula for calculation of damage in reactor pressure vessel during accident evaluation

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 12 Pages, 2024/05

https://doi.org/10.5445/IR/1000174165/v2

From the results of the internal investigation of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2, it was confirmed that part of the fuel assembly (upper tie plate) had fallen to the bottom of the pedestal periphery. From this result, it could be presumed that RPV has a hole large enough for the upper tie plate to drop. However, internal investigations have not revealed where the holes are located at the bottom of the RPV. One of failure mode of the RPV lower head would be assumed to be mechanical failure. In this failure, it is assumed that the RPV lower head will be damaged due to the accumulation of creep damage caused by core material above the creep temperature of the RPV substructure materials falling into the lower plenum. Such damage evaluation is performed by thermohydraulic-structure coupled analysis. In the analysis during accident, the RPV lower head is exposed to high temperature conditions. Therefore, the material properties of the RPV material in the high temperature range are required for evaluation by analysis. In this study, we obtained the strength data of RPV material form the creep temperature range to near the melting point and formulated the material property formulas (elastoplastic stress-strain, creep strain, creep rupture) necessary for mechanical failure evaluation.

MAAP code analysis focusing on the fuel debris conditions in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 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, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112574

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.

事故時の原子炉圧力容器及び炉内構造物の解析評価に用いる強度特性データ集

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB

発電用原子炉である軽水炉において、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム、炭化ホウ素、ステンレス鋼、ニッケル合金、低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率、比熱、密度)や材料特性(熱膨張係数、ヤング率、ポアソン比、引張、クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。

New precise measurements of muonium hyperfine structure at J-PARC MUSE

Strasser, P.*; 阿部 充志*; 青木 正治*; Choi, S.*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 勝彦*; et al.

EPJ Web of Conferences, 198, p.00003_1 - 00003_8, 2019/01

https://doi.org/10.1051/epjconf/201919800003

High precision measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium is a stringent tool for testing bound-state quantum electrodynamics (QED) theory, determining fundamental constants of the muon magnetic moment and mass, and searches for new physics. Muonium is the most suitable system to test QED because both theoretical and experimental values can be precisely determined. Previous measurements were performed decades ago at LAMPF with uncertainties mostly dominated by statistical errors. At the J-PARC Muon Science Facility (MUSE), the MuSEUM collaboration is planning complementary measurements of muonium HFS both at zero and high magnetic field. The new high-intensity muon beam that will soon be available at H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation for high-field measurements, and the latest results at zero field are presented.

Surface modification effects on hydrogen absorption property of a hydrogen storage alloy by short pulse laser irradiation

阿部 浩之; 下村 拓也; 徳平 真之介*; 島田 幸洋*; 竹仲 佑介*; 古山 雄太*; 西村 昭彦; 内田 裕久*; 大道 博行; 大島 武

Proceedings of 7th International Congress on Laser Advanced Materials Processing (LAMP 2015) (Internet), 4 Pages, 2015/08

短パルスレーザー(ナノ秒,フェムト秒)を水素吸蔵合金表面層に照射し、水素吸蔵能向上を目指す表面改質実験を行った。レーザー条件をパルス幅100fsec、エネルギー0.2-3.4mJ/pulseとして、水素吸蔵合金LaNiAl合金に照射することで表面の局所構造を変化させ、この吸蔵合金の初期水素吸蔵反応とレーザー照射との相関について調べた。その結果、フルエンスで2.0mJ/cm付近でのレーザー照射したサンプルは未照射サンプルに比べ、1.5-3.0倍水素吸蔵初期反応速度が速くなり水素吸蔵能が向上することを見いだした。これによりレーザー照射は水素吸蔵材料の表面改質に有効であると結論づけられる。

New instrumentation using a heat resistant FBG sensor installed by laser cladding

西村 昭彦; 寺田 隆哉; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

2007年より、原子力機構ではレーザー・光技術を用いた構造健全性の監視技術開発を実施してきた。超短パルスレーザー加工によるFBGセンサが最有力手段である。耐熱性を最も有効に活かすためにレーザー肉盛り加工により埋め込みを行った。ステンレス鋼材に溝加工を施した。熱源にはQCWレーザーを使用し、フィラーワイヤを溶接した。溶接ビードは良好なものとなった。FBGセンサはしっかりと固定されたが、反射スペクトルに劣化は認められなかった。FBGセンサは衝撃や音響振動を効果的に検出することができた。加熱により6nmの反射ピークのシフトが得られ、これは600度の温度上昇に相当する。FBGセンサを固定するための小型レーザー肉盛り装置についても紹介を行った。

Current status and future prospects of "J-KAREN"; High contrast, high intensity laser for studying relativistic laser-matter interactions

桐山 博光; 森 道昭; 岡田 大; 下村 拓也; 中井 善基*; 田上 学; 近藤 修司; 金沢 修平; 余語 覚文; 匂坂 明人; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 1, p.015095_1 - 015095_5, 2014/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.1.015095

原子力機構関西光科学研究所で開発を進めている高コントラスト、ペタワット級チタンサファイアチャープパルス増幅(CPA)レーザーシステムの設計及び動作特性について報告を行う。2つの可飽和吸収体と低利得光パラメトリックチャープパルス増幅手法(OPCPA)を用いた前置増幅器を用いることで、サブナノ秒の時間領域において1.410の高いコントラストを達成した。最終段増幅器出力は28Jであり、パルス圧縮を行うことで、600TWの高いピーク出力がポテンシャルとして可能である。また、0.1Hzの繰り返しでペタワット以上の出力が可能なシステムへのアップグレードについても簡素に報告する。

Observation of preformed plasma generated from a thin-foil target for laser-driven proton acceleration

匂坂 明人; Pirozhkov, A. S.; 西内 満美子; 小倉 浩一; 榊 泰直; 余語 覚文; 森 道昭; 桐山 博光; 岡田 大; 金沢 修平; et al.

レーザー研究, 42(2), p.160 - 162, 2014/02

強度レーザーと薄膜との相互作用により、高エネルギーの粒子,硬X線,高次高調波,テラヘルツ波などが発生する。特にレーザー駆動陽子線については、医療用などの小型イオン源への利用が期待されている。今回、日本原子力研究開発機構設置のチタンサファイアレーザー(J-KAREN)を用い、薄膜ターゲットから発生した陽子の計測を行った。ターゲット表面から発生したプリプラズマの大きさは、自然増幅光のメインパルス以前部分のパルス幅を短くすることで減少した。ターゲット裏面の垂直方向に発生する陽子の最大エネルギーは、プリプラズマの大きさを制御することにより増加した。

Generation of 50-MeV/u He ions in laser-driven ion acceleration with cluster-gas targets

福田 祐仁; 榊 泰直; 金崎 真聡; 余語 覚文; 神野 智史; 反保 元伸*; Faenov, A. Ya.*; Pikuz, T. A.*; 林 由紀雄; 神門 正城; et al.

Proceedings of SPIE, Vol.8779 (Internet), p.87790F_1 - 87790F_7, 2013/05

https://doi.org/10.1117/12.2018479

後方散乱を利用することで、CR-39の検出限界を超える高エネルギーイオンを検出可能な新しいイオンビーム診断法を開発したこの新しいビーム診断法と磁場型エネルギー分析装置とを組合せて、クラスターターゲットを用いたレーザー駆動イオン加速実験に適用し、核子あたり50MeV/uにまで加速されたヘリウムイオンビーム生成を確認した。