Research plan on in-vessel debris coolability in ALPHA program

丸山 結; 山野 憲洋; 工藤 保; 森山 清史; 杉本 純

JAERI-memo 08-127, p.269 - 275, 1996/06

TMI-2事故では、大量の溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに移行したが、そこで溶融炉心が冷却され、事故が圧力容器内で終息した。残念ながら下部ヘッドにおける、溶融炉心の冷却メカニズムは未だ解明されていない。原研で進めている事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画では、平成8年度より圧力容器内溶融炉心冷却性実験を開始すべく準備を進めている。この実験では、テルミット反応により生成した酸化アルミニウムを溶融炉心模擬物として使用する計画である。熱損失、溶融炉心上部に形成されるフラストの成長速度に関する検討を行い、酸化アルミニウムの適用性、試験体の規模等を定めた。本検討から酸化アルミニウムの適用性を確認するとともに、溶融物の重量を50kg、試験体の直径を0.5mとすることとした。

Validation of COSTA on predicting core damage accident progression with the TMI-2 accident data

石神 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(7), p.691 - 701, 1995/07

https://doi.org/10.3327/jnst.32.691

日本原子力研究所では、原子力発電プラントで万一の事故が発生した時の緊急時に、国の緊急技術助言組織に対して有用な情報を提供することにより同組織の活動を支援する緊急技術助言対応システム(COSTA)の開発を進めている。COSTAの重要な機能の1つに、緊急時にプラントから通報される事故情報に基づくプラント状態把握と事象進展予測がある。本稿では、この機能についての性能評価を行うことを目的に、COSTAをTMI-2事故に適用した。COSTAへの入力となる事故情報の量、内容、および通報間隔を変化させたケーススタディを行い、これらが予測結果に及ぼす影響を評価した。その結果、事故の内容に即した事故情報が適度の時間間隔で通報される場合、COSTAの予測結果は妥当であることがわかった。

TMI-2の事故調査・復旧に関する成果と教訓; ニュークリア・テクノロジ誌TMI特集号の紹介

TMI-2の事故調査翻訳グループ

JAERI-M 93-111, 464 Pages, 1993/06

JAERI-M-93-111.pdf:20.79MB

本報告書は、1989年8月から12月に刊行された4分冊の米国原子力学会ニュークリア・テクノロジ誌TMI特集号(Vol.87)の論文を翻訳し紹介するものである。これらの特集号には、スリーマイル島2号機(TMI-2)事故の全容について最終的な総括が示されており、10年間に亘る膨大な活動を通して得られた、事故調査研究と復旧活動に関する成果と教訓が集約されている。これらは我国における原子炉安全性向上にも重要な貢献をするものと考え、米国原子力学会の許可を得て翻訳・刊行することにしたものである。本報告書の構成は、2章に示す全訳の論文等33件、3章に示す抄録のみの論文紹介86件および訳者の2人が記述したその後のTMI関連研究の動向(4章)から成り、翻訳部分は2章と3章である。全訳部分は原典全頁の約1/4に相当する分量であり、上記特集号4分冊から訳者が重要と考える論文を選んだものである。

Method of estimating liquid velocity in a hot leg during reflux cooling of natural circulation in a pressurized water reactor

早田 邦久

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(10), p.813 - 820, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.19.813

加圧水型原子炉(PWR)の自然循環は、TMI事故後、強制循環を喪失するような事故または遷移時の代替冷却法として、また、回復手段として、近年大きな関心を集めてきた。自然循環の3つのモード(単相、二相、リフラックス)のうち、リフラックス冷却については、PWRでの十分な検討がされていない。本報告では、自然循環のリフラックス冷却に注目し、PWRのホットレグ内の液速を推定する解析方法を導いた。本報告の結果から、代表的なPWRのリフラックッス時(2%炉心出力、6.9MPa)には、上部プレナム側のホットレグ入口で、流速は2.7m/s、液深さは、3.0cmであることがわかった。この結果から、蒸気流路の凝縮液流による閉塞は、ホットレグ内で殆んどおこらないことがわかった。この結果は、リフラックス冷却実験を行なう実験装置で、液連および液深さを測定する計測器を設計するのにも有用である。

福島第一原子力発電所破損燃料の溶解法の検討,2; TMI-2デブリの溶解試験

松村 達郎; 飯嶋 孝彦; 石井 翔; 高野 公秀; 小野澤 淳

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故においては、原子炉内の多くの燃料が溶融し、燃料デブリとなっていると推定されている。これらの燃料デブリには、被覆管構成元素のZrの酸化物や炉内構造物構成材料が混合していると共に、コンクリートと高温で反応したMCCI生成物も生成していると考えられ、破損履歴、冷却履歴等に依存して複雑な様相を呈すると判断される。これらの物質は、酸に対して非常に難溶性であると推定されていることから、今後、実施される燃料デブリ試料の元素分析のため、前処理として定量性が確保された溶解法を確立する必要がある。そこで、難溶解性試料の溶解法として知られているアルカリ融解法による試料の分解と酸溶解を組み合わせた手法を検討し、これまでの試験によって融剤として過酸化ナトリウムを用いることにより、模擬デブリ試料を硝酸に完全に溶解させることができる成果を得ている。本研究では、福島第一原子力発電所と類似の事故が発生した米国TMI-2の実デブリ試料に前述の溶解法を適用し、完全に溶解可能であることを確認した。

燃料デブリの性状把握(27'A),9; 模擬燃料デブリとTMI-2デブリの微小硬さ

高野 公秀; 小野澤 淳; 鈴木 美穂; 小畑 裕希

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しの検討に必要な基礎機械特性として、種々の方法で作製した(U,Zr)O模擬デブリとTMI-2デブリの微小硬さを測定し、元素組成・組織とともに比較検証した。TMI-2デブリの代表的な組織は、立方晶単相(主に上部クラスト部)、Zrリッチな正方晶及び単斜晶、及び両者が微細に入り交じった2相分離組織(主に溶融プール部)の3種類に分類され、立方晶単相組織が1213.5GPaで最も硬かった。溶融固化過程を経た単相の(U,Zr)O模擬デブリは、1314.5GPaの硬さであり、急冷・徐冷による差はほとんど見られなかった。またTMI-2デブリの単相組織と大きな差は見られなかったことから、硬さに関しては模擬性を有していることを確認した。一方、模擬デブリを酸化雰囲気で焼鈍して得た、組成の異なる複数の斜方晶が微細に入り交じった組織では、TMI-2デブリの2相分離組織と同様に、硬さが顕著に低下した。このような組織では、構成する各相の硬さ以外に、粒界すべりの効果による硬さの低下が示唆された。

Revisiting the TMI-2 core melt specimens to verify the simulated corium for Fukushima Daiichi NPS

高野 公秀; 小野澤 淳; 鈴木 美穂; 小畑 裕希

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で生じたコリウム(燃料デブリ)取り出しに向けて、その性状を予測するために種々の手法・条件で模擬コリウムを実験室規模で作製して生成相、組織、機械特性等のデータ取得と整理を進めている。一方で原子力科学研究所の燃料試験施設には、米国TMI-2事故で生じた炉心溶融物の試料が保管されており、これを再度観察、分析することで模擬コリウムの模擬性を検証するために用いた。急冷及び徐冷条件で作製した模擬コリウムと、TMI-2の上部クラスト部(急冷)及び熔融プール部(徐冷)をそれぞれ比較した結果、急冷条件では緻密な立方晶単相組織ができやすいのに対し、徐冷条件では高ウラン濃度の立方晶と低ウラン濃度の正方晶がミクロンサイズに分離した組織ができやすいという共通の傾向を確認した。