Effect of fuel particle size on consequences of criticality accidents in water-moderated solid fuel particle dispersion system

福田 航大; 山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1514 - 1525, 2023/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2224327

粒子状の固体燃料デブリが水中に分散した場合のデブリ粒子径に着目し、粒子径が核分裂数や出力推移といった臨界挙動に与える影響を明らかにすることを目的とした動特性解析を行った。その結果、燃料から水への熱伝達量が大きい条件下で、燃料粒子径を1桁小さくすると核分裂の回数が10倍になること等が明らかとなった。この結果より、燃料粒子径を適切に設定しなければ、核分裂数が過大又は過少評価される可能性が示唆された。

Analysis of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 pressure data and obtained insights on accident progression behavior

佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 383, p.111426_1 - 111426_19, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111426

The D/W (Drywell) and S/C (Suppression Chamber) pressure data of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 was analyzed in depth. This analysis provided valuable information related to the accident progression behavior on one hand, and gave a hint for understanding of the debris-to-coolant heat transfer when fuel debris relocated to the pedestal on the other hand. In this unit, the D/W and S/C pressure increased and decreased cyclically with a relationship, which seems to have been dependent on the composition of vapor and non-condensable gases in the S/C cover gas region. Based on this characteristic, the vapor pressure in the S/C cover gas region was evaluated for two pressure decrease cycles during and after the expected debris relocation to the pedestal respectively. This evaluation allowed an understanding that the S/C vapor pressure increased due to the heat transfer from the debris relocated to the pedestal.

Formation mechanisms of insoluble Cs particles observed in Kanto district four days after Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.831 - 841, 2019/09

AA2018-0262.pdf:0.88MB

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1583611

2011年3月15日午前中に関東地方(つくば市)で観測された不溶性Cs粒子(Aタイプ)は、Cs/Cs同位体比や炉の温度状況等から、福島第一原子力発電所2号機の炉内で生成されたと考えられてきた。しかしながら、AタイプCs粒子はほぼ純粋なケイ酸塩ガラスに覆われて急冷の痕跡があること、1号機起源のBタイプCs粒子より小粒径であること等を考えると、3号機の水素爆轟(3/14, 11:01)時に、爆轟の火炎により非常用ガス処理系(SGTS)内の高性能特殊空気(HEPA)フィルタが溶融してシリカ源となり、爆風による微粒化とそれに伴う急冷が同時に起きて粒子は生成された可能性が高い。また、爆轟時の風速場から、粒子の大部分は海方向に流されたが、一部が爆風で原子炉建屋(R/B)深部に移動し、3/15未明の3号機の炉心注水再開時に発生した蒸気の流れによって再浮遊して環境中に放出されたとすることで、観測データを矛盾無く説明できる。

Investigation of the contamination on the operation floor of unit 2 based on the radiochemical analysis data

高畠 容子; 駒 義和

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

Radioactive nuclides contaminated F1NPS on the severe accident. It is necessary to discuss about radioactive waste processing and disposal. To investigate contamination process for the waste is important to establish methodologies for their management. Operation floor of unit 2 reactor building was highly contaminated, and boring cores of floor and ceiling were radiochemicaly analyzed. Comparing with distribution of Cs and dose rate indicated the difference of degree of contamination between the floor and ceiling. Contamination with Pu, Am and Cm was higher at the floor above the reactor shield plug, where is considered that the contaminated gas leaked. Degree of contamination of H, Co, Tc, Am and Cm were highest at the point of the opposite side of the blow out panel among several sampling point of the ceiling. From the activity ratio of U to U with samples, the origin of uranium was the damaged fuel.

Development of remote sensing technique using radiation resistant optical fibers under high-radiation environment

伊藤 主税; 内藤 裕之; 石川 高史; 伊藤 敬輔; 若井田 育夫

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011038_1 - 011038_6, 2019/01

https://doi.org/10.7566/JPSCP.24.011038

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の原子炉圧力容器と格納容器の内部調査への適用を想定して、光ファイバーの耐放射線性を向上させた。原子炉圧力容器内の線量率として想定されている~1kGy/hレベルの放射線環境に適用できるよう、OH基を1000ppm含有した溶融石英コアとフッ素を4%含有した溶融石英クラッドからなるイメージ用光ファイバを開発し、光ファイバをリモートイメージング技術に応用することを試みた。イメージファイバの本数は先行研究時の2000本から実用レベルの22000本に増加させた。1MGyのガンマ線照射試験を行った結果、赤外線画像の透過率は照射による影響を受けず、視野範囲の空間分解能の変化も見られなかった。これらの結果、耐放射線性を向上させたイメージファイバを用いたプロービングシステムの適用性が確認できた。

Utilization of Cs/Cs in the environment to identify the reactor units that caused atmospheric releases during the Fukushima Daiichi accident

茅野 政道; 寺田 宏明; 永井 晴康; 堅田 元喜; 三上 智; 鳥居 建男; 斎藤 公明; 西澤 幸康

Scientific Reports (Internet), 6, p.31376_1 - 31376_14, 2016/08

https://doi.org/10.1038/srep31376

This paper investigates the reactor units of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station which generated large amounts of atmospheric releases during the period from 12 to 21 March 2011. The Cs/Cs ratio measured in the environment can be used to determine which reactor unit contaminated specific areas. Meanwhile, atmospheric dispersion model simulation can predict the area contaminated by each dominant release. Thus, by comparing both results, the reactor units which contributed to dominant atmospheric releases was determined. The major source reactor units from the afternoon of 12 March to the morning of 15 March corresponded to those assumed in our previous source term estimation studies. A new possibility found in this study was that the major source reactor from the evening to the night on 15 March was Units 2 and 3 and the source on 20 March temporally changed from Unit 3 to Unit 2.

ミューオンを利用して高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造を可視化する; 非接触・非破壊で原子炉の内部構造を検査する

高松 邦吉

日本原子力学会誌ATOMO, 57(6), p.389 - 393, 2015/06

特願 2010-166333   開放特許情報データベース   公報

福島第一原子力発電所の事故前、宇宙線ミューオンを使って原子番号の違いを検出できないか検討した結果、散乱法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術は、黒鉛ブロック、原子炉圧力容器、ウラン(燃料体)、空気を識別することができた。また、福島第一原子力発電所の事故後、燃料デブリの状況を把握するため、透過法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術を提案した結果、原子力機構のHTTRの原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、炉心および炉内構造物を可視化することができた。

軽水炉モデルプラントの広範な事故シナリオに対する環境影響評価

本間 俊充; 石川 淳; 富田 賢一*; 村松 健

JAERI-Research 2000-060, 80 Pages, 2000/12

JAERI-Research-2000-060.pdf:4.49MB

日本原子力研究所(原研)で実施した軽水炉モデルプラントの内的事象に関するレベル2PSAから得られたソースタームを用いて、モデルサイトの周辺公衆に対する健康影響を評価した。本評価では、代表的な5つの炉心損傷事故シーケンスそれぞれについて、ソースタームに著しく大きな影響を及ぼす4つの格納容器破損シナリオ(ドライウェル過圧破損、ウエットウェル過圧破損、格納容器ベントによる管理放出、格納容器スプレーによる事故終息)を対象として、個人線量、集団線量、早期及び晩発性の健康影響を評価した。この評価には、原研で開発した確率論的環境影響評価コードOSCAARを用いた。主要な結論として、過圧破損シナリオでは防護対策の実施により早期の健康影響の発生は避けられること、晩発性の健康影響の確率は十分小さいこと、格納容器ベントによる管理放出あるいは格納容器スプレーによる事故終息のシナリオでは、特にヨウ素やセシウムの揮発性物質の環境への放出量の低減により、防護対策を考慮しなくとも周辺公衆の個人線量及び集団線量の十分な低減が図られることが示された。

放射線による晩発性身体的影響と遺伝的影響を推定するための計算コードHEINPUT

外川 織彦; 本間 俊充; 益村 朋美*

JAERI-Data/Code 99-002, 59 Pages, 1999/01

JAERI-Data-Code-99-002.pdf:2.55MB

放射線による晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための計算コードHEINPUTを開発した。HEINPUTは原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)研究の一環として開発された確率論的事故影響評価コードシステムOSCAARを支援する前処理コードの一つとして位置づけられる。HEINPUTで用いたモデルは、米国原子力規制委員会の報告書「原子力発電所事故影響解析のための健康影響モデル」(NUREG/CR-4214)を基礎とし、広島・長崎の原爆改訂線量に基づくリスク算定結果などの、我が国における最新の研究成果をできる限り取り入れて修正したものである。この報告書には、晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための評価モデルの概要とHEINPUTを使用する際に必要なコード情報、ライブラリデータ、入出力データ及び使用例を含むコードマニュアルをまとめた。

原子炉以外の原子力施設の基準と指針(米国)

小佐古 敏荘*; 石飛 益弘*; 岡本 弘信*; 河田 東海夫*; 佐藤 政一*; 土井 英雄*; 三谷 鉄二郎*; 八巻 治恵; 山林 尚道

原子炉以外の原子力施設の基準と指針(米国), 404 Pages, 1986/00

原子炉以外の核施設(a)ウラン濃縮施設、(b)加工施設、(c)未照射核分裂性物質貯蔵施設、(d)照射済核分裂性物質貯蔵施設、(e)再処理施設、(f)転換と回収処理施設、(g)放射性廃液処理施設、(h)放射性固体廃棄物処理施設、(i)ホットラボラトリー、(j)トリチウム施設について、前半で共通する基準、規格&設計指針を参考資料と共に述べ、後半で各施設ごとに詳細に適用される基準、規格および指針を記述する。検討された項目は次の通りである。定義及び概説、立地条件と環境保護、主要部の設計指針、一般安全クラスのシステム設計指針、一般非安全クラスのシステム設計指針、放射性廃棄物管理、放射線防護、事故時解析、運転中の管理行為、運転中の制御と制限、品質保証。