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坪田 陽一; Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Suteau, C.*; Lallot, Y.*; Bouland, A.*; Roulet, D.*; 三次 岳志
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ取出しを安全に実施するためには、燃料デブリの切断時に発生する放射性微粒子の定量評価が必要である。我々はウラン含有のIn/Ex-Vessel組成を持つ模擬燃料デブリを作製し、それらを加熱した際に生じるエアロゾルの物理、化学的特性を評価した。それらを基に1F-Unit2の燃料デブリを加熱法の代表例であるレーザー切断した際に生じるエアロゾルの同位体組成と放射能を推定したところ、Pu、
Am、
Cmを主とするプルトニウムが
核種として、
Pu、
Cs-Ba、
Sr-Yが
核種としての着目核種であることが分かった。
Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Berlemont, R.*; Bouland, A.*; Lallot, Y.*; 坪田 陽一; 池田 篤史; 三次 岳志
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 5 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所(1F)の損傷した原子炉の廃止措置における重要な課題である燃料デブリの切断作業における放射性エアロゾルの発生と飛散を評価する目的で行われたURASOLプロジェクトにおいて、模擬燃料デブリの加熱および機械的切断に伴い生成するエアロゾルの質量濃度、リアルタイム数密度、質量基準の粒径分布、形態、および化学的特性の観点からの特性評価について報告する。加熱試験においては温度上昇に伴う粒径増大が観察され、粒子数密度に関しては劣化ウランを用いた模擬燃料デブリを用いた例がHf含有模擬燃料デブリを用いた試験よりも小さい数密度であった。機械的切断においてはエアロゾルの空気動力学的質量中央径は、放射性試料と非放射性試料でほぼ同程度(約3.74.4
m)であった。
島田 太郎; 笹川 剛; 三輪 一爾; 高井 静霞; 武田 聖司
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 7 Pages, 2023/10
原子力発電所の廃止措置段階の原子力規制検査をリスク情報に基づいて実施する必要があるが、このリスクを定量的に評価する手法が整備されていない。そこで、本研究では、廃止措置安全評価コードDecAssessをもとに、廃止措置段階で発生する可能性のある事故事象のイベントツリーを整備し、解体対象機器ごとに事故シーケンス別被ばく線量と発生確率から放射線リスクを評価するコードDecAssess-Rを開発した。その際にHEPAフィルタなどに蓄積し、事故時に一挙に放出される可能性のある移動可能な放射能量が解体作業の進展に伴って時間的空間的に変動することを考慮した。起因事象は廃止措置段階及び類似する分解・交換作業における国内外のトラブル情報を調査した結果をもとに設定し、その起因事象からイベントツリーを構築した。また、事象発生頻度は一般産業の情報も参考に、事象進展確率は運転段階の機器故障確率などをもとに設定した。このとき、廃止措置の進展に伴って削減される安全機能を解体作業スケジュールに沿って設定できるようにした。米国参考BWRを対象に解体作業を設定してリスク評価を行った。その結果、炉内構造物の解体作業時に火災が発生して、周囲に一時保管されていた放射性物質を含む可燃物やフィルタ類に延焼する場合に公衆被ばく線量が最大になった。本事象は、事故シーケンスの発生確率も大きいため、最大の放射線リスクを示した。
坂東 大都*; 山路 哲史*; 山下 拓哉
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10
The internal investigations of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) Unit 2 indicate multiple breaches in the lower head of the reactor pressure vessel (RPV), which led to discharges of molten core materials. In addition, a large enough breach (es) is expected near the vessel periphery, which allowed relocation of a fuel assembly upper tie plate to the pedestal floor. However, the muon radiography indicates that massive fuel debris are still retained within the RPV lower head. This study aims to provide a comprehensive explanation of such observations by considering interactions of the fuel debris with the thermal insulation plates below the RPV lower head at the time of the accident. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method has been developed and pieces of the debris were modeled by rigid bodies to analyze thermal behavior of the fuel debris and their interactions with the insulation plate. The results showed that whether the insulation plate failed or not depended on the initial enthalpy and temperature distribution of the relocated fuel debris on the plate. The results implied that thermal load on the plate was greater below the outer region of the vessel than the central region, because there was larger space between the plate and the vessel for the debris to pileup.
山下 拓哉; 下村 健太; 榮 和朗*; 橋本 昭彦*; 永江 勇二
no journal, ,
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 (FDNPS). 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). This study aims to provide information that will aid the decommissioning of FDNPS. Therefore, we performed a thermal-structural coupled analysis to estimate the RPV damage of the FDNPS Unit 2. The results of the accident progression analysis and internal investigation were taken into account in conducting the analysis. The RPV failure locations estimated from the analysis were comprehensively evaluated and reflected in the three-dimensional estimation diagram.