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間所 寛; 佐藤 一憲
Nuclear Engineering and Design, 376, p.111123_1 - 111123_15, 2021/05
被引用回数：6 パーセンタイル：70.8(Nuclear Science & Technology)Estimation of the final debris distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) is inevitable for a safe and effective decommissioning. It is necessary to clarify possible failure modes of the reactor pressure vessel (RPV), which is influenced by the thermal status of slumped debris that highly depends on the in-vessel accident progression. The accident analysis of 1F Unit 2 (1F2) was conducted using the RELAP/SCDAPSIM code. One of the unsolved issues of 1F2 is the mechanism of three pressure peaks measured through late Mar. 14 to early March 15, 2011. Comparing the results of previous boiling water reactor (BWR) core degradation experiments and that of 1F2 numerical analysis, it can be estimated that most relocated metallic materials had solidified at the core bottom at the onset of first pressure peak. It is likely that the pressure increase occurred due to the evaporation of injected water reaching the heated core plate structures. Between the first and second pressure peaks, the water is assumed to have been injected continuously and the water level was likely to have recovered to BAF at the initiation of the second pressure peak. Probable slumping of a certain amount of molten materials initiated the second pressure peak and the subsequent gradual pressure increase continued possibly due to massive reaction between coolant and remaining Zircaloy in the core. Assuming the closure of the safety relief valve (SRV) at 0:00 on Mar. 15, the third pressure peak was well reproduced in the analysis.
日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(6), p.527 - 538, 1995/06
被引用回数：3 パーセンタイル：36.71(Nuclear Science & Technology)PWRの全交流電源喪失事故時には、ポンプシール冷却水の停止によりシールが破損する(S3-TMLB'シーケンス)可能性がある。SNLが行ったSurry炉のMELPROG/TRACコード解析では、シール破損により1次系が減圧され、蓄圧水注入と炉心部冷却により圧力容器(RPV)破損が大幅に遅れることが示された。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いこれを検証するとともに、原研のROSA-IV計画における実験結果と解析結果を比較した。その結果、1)S3-TMLB'中にループシール解除が起きる可能性は高いが、それによる事故進展の遅れは僅かである。2)蓄圧水注入によりRPV破損は約1時間遅れるが、蓄圧水が自動的に注入される可能性は低い。従って1次系強制減圧操作が望まれる。3)SCDAP/RELAP5解析では、MELPROG/TRACが予測した大幅なRPV破損時刻の遅延は起きなかったが、その原因として、ノーディング、解析モデルに差があることを明らかにした。
C片西 昌司; 傍島 眞; 藤城 俊夫
Nucl. Eng. Des., 132, p.239 - 251, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.81(Nuclear Science & Technology)炉心露出事故において、酸化した高温の燃料が再冠水により急冷される時の燃料挙動を調べる炉内実験をNSRRにおいて実施した。その結果、1000Cから1260Cの温度領域での、被覆管の酸化挙動と急冷時の燃料挙動が明らかになった。特に、被覆管温度1260C、酸化量が肉厚の35%とした実験では、急冷により被覆管が破損しペレットが露出して、燃料棒の崩れ落ちの可能性があることが示された。また、炉心損傷挙動解析コードSCDAPを用いて解析を行った。計算された挙動は概ね実験結果に近いものであったが、被覆管温度及び酸化膜厚は燃料棒下部領域で実験値に比べ過大に計算された。炉心全体を解析対象としているSCDAPコードを用いて、NSRR実験のような比較的小さな体系を模擬するには、蒸気流による冷却の影響等をより厳密にモデリングする必要があることがわかった。
炉心損傷事故調査解析タスクフォース; FPサブグループ委員*
JAERI-M 84-055, 454 Pages, 1984/03
本報告書は、SCDに関連する諸問題に関し、できるだけ定量的な検討を加えることを目標として1982年5月に再編成されたタスクフォースの、約1年半の作業結果をまとめたものである。この間に調査、検討した項目は次のとおりである。(1)炉心損傷研究の目的、必要性の検討 (2)わが国において実施すべき現象論的炉心損傷事故研究の検討 (3)炉心損傷事故解析と重要事故シーケンスの検討 (4)SCDに関する重要な物理現象の検討 (5)研究の現状調査
阿部 豊; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.962 - 964, 1984/00
被引用回数：7 パーセンタイル：81.55(Nuclear Science & Technology)軽水炉の重大炉心損傷事故時には、炉心の崩壊によりデブリベッドが形成される。デブリベッドのドライアウト熱流束の評価は、デブリベッドの冷却限界を決める上で重要である。そこで、静水中に置かれた鋼球で模擬したデブリベッドを高周波誘導加熱装置によって加熱することにより、ドライアウト熱流束を測定した。さらに、従来の実験結果も含めて、得られたドライアウト熱流束のデータをよく整理できる相関式を導いた。この相関式は、流体とデブリベッドの特性を決める無次元数と無次元熱流束との関係を与えるものである。
