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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, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06
The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.
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
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.
佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*
Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04
被引用回数：2 パーセンタイル：87.3(Nuclear Science & Technology)これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。
西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11
福島第一原子力発電所の事故を受けて、日本の電力事業者は原子力規制庁より使用済み燃料プール(SFP)の安全性向上のための対策を自主的に行うことを求められている。SFP安全対策において最も重要なのはプールの水位を保つことにより冷却性を担保し、燃料破損及び再臨界を防止することである。そのために事業者らが導入しているものとしては、例えばスプレイ冷却システムや、代替注水システム、また燃料配置において出力の高い燃料と低い燃料を1対4、1対8などの比率でチェッカーボード状に配置する手法、などが挙げられる。本研究ではこのうち特に燃料配置手法の有効性について、MAAP5.04を用いた解析により評価することとした。
Lund
PNC TN3410 98-002, 34 Pages, 1998/01
ふげん版モジュール型事故解析プログラム(MAAP/Fugen)の新たに改善されたグラフィカル・ユーザー・インターフェイス(GUI)が開発され、実際にふげんで利用された。新しいインターフェイスは、既存のMAAPのGUI-MAAP/FUGEN/GRAAPH- の上位版である(このインターフェイスが、GRAAPHのすべての機能を有し、加えていくつかの新機能を提案しているという意味で)。MAAP-PICASSOと名付けられた新しいインターフェイスは、ノルウェーエネルギー技術研究所/OECDハルデン・リアクター・プロジェクトによって開発されたPicasso-3の技術を基盤にしている。MAAP-PICASSOとMAAP-FUGEN-GRAAPHのGUIの主な違いは、MAAP-PICASSOのGUIが数値シミュレータから完全に分離していることである。このことは、GUIの向上、外部ソフトウェアや他との接続、そしてユーザーとの親和性を考えると、さらに高い自由度を与える。また、2バイト文字セット-すなわち日本語文字のテクストを表現する技術も含んでいる。MAAP/GRAAPHに与えられるグラフィカルプラント情報をPicassoプログラミング言語で自動的に取得・再利用するために、特別のソフトウェアが開発された。このソフトウェアは、「ふげん」のプラントデータ上だけでなく、Fauske社から与えられた他の原子力プラントの画面でも実証された。新たなGUIは、MAAPコード自身の最低限の修正が必要になる。しかしながら、それらの修正はパラメータ通信のためだけで、MAAP自身の数値計算をじゃまするものではない。GUIは、モジュール型オブジェクト指向プログラミング技術を使用して開発され、「ふげん」のユーザーからの現在及び将来の要求に応える拡張と変更が比較的容易に行える他、MAAPコードの将来バージョンとも互換性と有する。MAAP-PICASSOは、HP UNIXワークステーション上でのみ、開発され現在稼働している。しかしながら、新しいPicasso-3のNT版が、1998年2月にハルデンプロジェクトから公開されるだろう。これは、MAAP-PICASSOのGUIの適用性と使いやすさをさらに高めることになろう。
西村 聡*; 佐竹 正哲*; 曽我 昇太*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
重大事故解析コードMAAP 5.03を用い、使用済み燃料プール(SFP)における冷却機能喪失事象等を対象とした過渡解析を実施し、SFP初期水位及び崩壊熱が被覆管破損時間や水素生成量に及ぼす影響を定量的に評価した。
西村 聡*; 佐竹 正哲*; 曽我 昇太*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
重大事故解析コードMAAP5.03を用い、使用済燃料貯蔵施設(SFP)における冷却機能喪失事象等を対象とした事故進展解析を実施し、スプレイ注水あるいは代替注水を実施した際の冷却特性を明らかにした。被覆管破損を回避するためには事象発生から何時間以内にスプレイ注水を開始すればよいか等について、数条件での解析を行い検討した。
