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口頭

Assumption and comparison of fuel debris properties between TMI-2 and 1F for future defueling work

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 星野 貴紀; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博

no journal, , 

Objective of this research is to estimate deferences of debris between TMI-2 and 1F and to clarify improvement points of the defueling tools used at TMI-2. In this study, mechanical properties of (U$$_{y}$$,Zr$$_{1-y}$$)O$$_{2+x}$$ with Zr content and O/M ratio between TMI-2 and 1F were compared. Zr content of 1F debris will be higher than TMI-2. Because vickers hardness of (U,Zr)O$$_{2}$$ increase with Zr content, so vickers hardness of 1F will also be slightly higher than that of TMI-2. Moreover, it was shown that vickers hardness and fracture toughness increase with O/M ratio. In the case of high oxide potential in 1F, vickers hardness and fracture toughness of fuel debris increase. In this assumption, accelerate of wear and increasing of friction of core boring tool are indicated, so improvement of wear resistance and torque will be needed.

口頭

Research program for the accident progression analysis of Fukushima-Daiichi NPP at JAEA

三輪 周平; 白数 訓子; 田中 康介; 倉田 正輝; 逢坂 正彦; 天谷 政樹; 永瀬 文久

no journal, , 

日本原子力研究開発機構において、福島第一原子力発電所特有の現象を含むシビアアクシデント(SA)時における評価の不確かさの大きい課題に着目したSA研究を開始した。不確かさの大きい課題としては、炉心への海水注入の影響、燃料集合体や圧力容器の破損挙動、ソースターム等が挙げられる。これらの課題に対するSA進展解析の評価精度向上に資するため、海水注入の影響、SA時のB$$_{4}$$Cの挙動、コリウムの特性、核分裂生成物の放出挙動について、基礎データの取得、解析の実施、モデルの開発及び実験装置の整備等を進めている。

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