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鬼沢 邦雄; 橋本 和一郎
OECD Documents, Three Mile Island Reactor Pressure Vessel Investigation Project; Achievements and, 0, p.322 - 334, 1995/00
有限要素法コードによりTMI-2圧力容器下部ヘッドを対象とした熱応力解析を行った。解析の目的は、TMI-2事故時に下部ヘッド内表面被覆に生じた亀裂の原因を推定すること、及び下部ヘッドそのものにおける損傷の程度を評価することである。3次元解析により、比均一な温度分布をもつ溶融物の影響によって下部ヘッドに局所的な引張り応力が生じ、これが亀裂をもたらす可能性があることを明らかにした。また、2次元クリープ解析により、下部ヘッドの損傷の程度を評価した。これらの解析結果をTMI-VIP計画で得られた知見と比較した。
塚田 隆; 鈴木 雅秀; 川崎 了
Proceedings of Three Mile Island Reactor Pressure Vessel Investigation Project Open Forum, p.151 - 163, 1994/00
TMI-2炉圧力容器下部ヘッドの事故時到達温度の推定は、TMI容器検査計画(TMI-VIP)における主目的のひとつである。この計画では主として圧力容器鋼A533B母材の金属組織を調べることにより到達温度の評価が行われている。しかし、さらに圧力容器オーバーレイクラッド鋼(308ステンレス)についても微細組織を検討することにより温度推定を行うことが可能である。本報では、まず308ステンレス鋼及び計装ノズルに使用されているインコネル600合金について金属組織と温度の関係を検討し、次にアーカイブ材であるMidland炉容器鋼を供試材とした熱処理及び金属組織検査の結果を述べた。アーカイブ材試験により、到達温度推定に母材とクラッドの界面付近の組織変化、
-フェライトの析出状態等情報が有用であることを示した。また、これらの検討及び試験結果に基づき、TMI-2炉容器鋼の検査から得られているオーバーレイ組織の検討を行い、それらの到達温度の推定を行った。
上塚 寛; 永瀬 文久
Proceedings of Three Mile Island Reactor Pressure Vessel Investigation Project Open Forum, p.269 - 280, 1994/00
TMI-2圧力容器下部ヘッド上から採取されたデブリ(コンパニオンサンプル)のうち、10個のサンプルに対する分析試験が原研で行われた。サンプルの平均密度は約7.7g/cm
であった。ミクロ観察とEPMAの結果により、デブリはミクロ的には均一でないこと、おもに燃料構成材料からなり少量の炉心構造材を含むことが示された。また、
線分析の結果、デブリ中の燃料成分の燃焼度(3,300
3,600MWd/t)、Csの残留率(0.4
5.9%)等が求められた。事故解析上、デブリの熱特性は重要であるために、デブリに似た化学組成と気孔率を持つ模擬燃料デブリ(SIMDEBRIS)を作製し、溶融温度と熱伝導率を測定した。SIMDEBRISの熱伝導率は、室温では高密度UO
の30%程度であるが、1573Kでは同等である。