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丸山 結; 石川 淳; Zheng, X.; 城戸 健太朗; 松本 俊慶; 塩津 弘之; 伊藤 裕人; 玉置 等史
no journal, ,
An integral code system for severe accident analysis in light water reactors, THALES2/KICHE, has been developed at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The core melt progression and the transportation of radioactive materials within reactor coolant system (RCS) and containment vessel (CV) are analyzed with THALES2 code in conjunction with KICHE code for the iodine reaction kinetics in aqueous phase. The applications of THALES2/KICHE code have been made in various analytical studies for severe accident progression, including analyses for the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) in order to obtain technical knowledge on the source term into the environment and the core damage state.
高野 公秀; 西 剛史; 小野澤 淳
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故炉の燃料デブリ取出しとその保管・管理検討に反映するため、1F事故に特有な条件を考慮した種々の模擬燃料デブリを調製し、生成相や硬さ等の性状評価を実施している。ここでは特に、海水塩と燃料デブリの高温反応生成物と、B
C制御棒と燃料の溶融固化物中の生成相について報告する。海水塩成分中の金属元素では、硫酸塩として析出するCaが最も燃料デブリとの反応性が高く、雰囲気中の酸素分圧に応じて(U,Zr)O
中に固溶したり、デブリ表面にCa-U-O系のウラン酸塩を形成することを明らかにした。一方、炉心構成材としてBC, ステンレス鋼, Zr, (U,Zr)O等を種々の比率で混合し、アーク溶解により溶融固化した結果、制御材由来のホウ素は、ZrB及び(Fe,Cr,Ni)Bで表されるホウ化物として合金相中に分散析出することを明らかにした。さらに、これらホウ化物や合金相の間の相関は、溶融前のB/Zr比の大小によって整理できることを示すとともに、熱力学的評価により妥当であることを確認した。
永瀬 文久; 吉田 啓之; 根本 義之; 天谷 政樹; 山下 真一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所での廃止措置を適切にかつ安全に進めるためには、事故の進展や炉内状況に関する推定精度を向上させる必要がある。また、既存の軽水炉についてもシビアアクシデント進展評価手法の改良を進めることが必要である。このため、シビアアクシデント条件下での炉内熱流動、燃料損傷及び崩落過程、構造材料及び圧力容器挙動、核分裂生成物の放出及び移行等に関し、原子力機構は基礎研究を実施している。本報告においては、それらの基礎研究の概要と最近の成果を報告する。
武田 聖司; 高井 静霞; 木村 英雄
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故で放射性物質により汚染された可能性のある災害廃棄物(コンクリート, 金属, 木材等)は、資源の有効活用・物量低減の観点から、安全性を確保しつつ再利用されることが望まれる。本報では、災害廃棄物の再利用に対する濃度基準の策定のために実施してきた利用用途を限定した場合の線量評価の概要と今後の展望を紹介する。また、線量評価の具体例として、木質系廃棄物の再利用に対する線量評価を実施した結果について報告する。木質チップの再利用の実態を基に、木質チップの再利用に係る作業者や利用者に対し、包絡性のある再利用の用途・評価経路を設定したうえで線量評価を行った。その結果、原子力安全委員会が提示した再利用にあたっての線量基準を満足する放射性セシウム濃度は、全ての再利用用途で100Bq/kgを超える結果となり、現行のめやす値である100Bq/kgが木質チップの再利用に対する安全性を担保していることを示した。
与能本 泰介; 柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭
no journal, ,
熱水力安全研究グループでは、福島原子力発電所事故を踏まえ格納容器熱水力に関するROSA-SA (Severe Accident)計画を実施している。本計画では、格納容器の過温破損、水素リスク、放射性物資の移行挙動に関連し重要な熱水力現象について、実験と解析を両輪とする研究を実施する。これまで、実験研究の中心となる大型格納容器試験装置(CIGMA)の整備を進めるとともに、格納容器内の水素ガス分布に影響する密度成層の噴流による浸食挙動、並びに、凝縮等に関して数値流体力学(CFD)コードOpenFOAMを用いた解析を実施した。本報では本計画の目的、予定、これまでの検討について述べる。
北垣 徹; 矢野 公彦; 鷲谷 忠博
no journal, ,
In Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) unit 1 and 3, Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) would occur. MCCI products are complex materials and will be sampled before sampling of fuel debris. This research objective is to pick up needs of 1F decommissioning, to plan and to advance higher-priority research. Characterization research which can offer much information to other on-site task was selected as higher-priority research and planned. Characteristics of MCCI products are evaluated with thermodynamic calculation and previous VULCANO MCCI test samples. Typical characteristics are estimated by the end of 2015 JPY. JAEA estimated chemical form with thermodynamic calculation. Characterization of MCCI products has been advanced with CEA. CEA has been analyzing previous VULCANO test samples.