Revaluation of hydrogen generation by water radiolysis in SDS vessels at TMI-2 accident

永石 隆二; 森田 圭介; 山岸 功; 日野 竜太郎; 小川 徹

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

BB2014-1745.pdf:0.92MB

スリーマイル島原子力発電所(TMI-2)の冷却水喪失事故で発生した汚染水を処理した吸着塔(SDSベッセル)に対しては、残水量、放射線分解による水素の発生、ゼオライトに吸着したCsの分布等が実際の吸着塔を用いて大規模に測定され、その結果は吸着塔のサイズや構造の情報とともに公開されている。本研究ではTMI-2事故で使用した吸着材を用いて、水蒸気吸着挙動等の表面構造の測定、並びに線照射による水素発生の測定といった小規模な試験を行い、そこで得た最新の結果と公開情報をもとに、TMI-2事故での吸着塔内の吸収線量率及び水素発生率の再評価を試みた。本研究で行った評価の手順及び結果は、福島第一原子力発電所事故の汚染水処理で発生する廃吸着塔の内部で起こる水素発生の挙動を把握する上でも重要である。

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。

TMI-2デブリに対するガンマ線分析

上塚 寛; 永瀬 文久; 鈴木 敏夫*

JAERI-Research 95-084, 36 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-084.pdf:1.32MB

TMI-2デブリの放射化学的性質等を評価する基礎データを得るために、ペレット破片を含む8個のデブリサンプルに対するガンマ線分析を行った。計算コードに依拠しない評価手法により、デブリ中の燃料成分の燃焼度(3030~3600MWd/t)、Cs残留率(0.4~6%)、UO含有率(64.5~83.3wt%)を求めた。また、この評価法により、INELで得られたガンマ線分析データベースを再評価し、サンプル採取位置毎のFP放出特性や燃焼度分布を調べた。その結果、溶融プール領域から採取されたデブリと下部ヘッド上にリロケートしたデブリの特性は類似していることがわかった。以上で得られた知見とORIGENコードによる計算値から下部ヘッド上に堆積したデブリの発熱量を評価した。

Three-dimensional thermal stress analyses for the TMI-2 vessel lower head using finite element method

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。

A Method for estimating peak temperature reached of the TMI-2 vessel lower head by microstructural examination of 308 stainless steel overlay

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。

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。

Hydrogen generation during reflooding of degraded core as an accident management measure

日高 昭秀; 杉本 純; 早田 邦久

EUR-14039-EN, p.28 - 36, 1992/00

軽水炉のシビアアクシデントを早期に終息させるためのアクシデントマネージメントの一つとして、損傷した炉心を冠水させ冷却する手法がある。しかしながら、損傷した炉心を冠水すると、金属-水反応によって水素が発生すると共に、被覆管温度の上昇とそれに伴う燃料溶融の可能性がある。このため日本原子力研究所は、炉心損傷詳細解析コードSCDAPを用いて、TMI-2事故において事故後100分174分の間に再冠水が行われた場合を想定し、再冠水開始時刻、再冠水速度、再冠水前の炉心の水蒸気流量をパラメータとした感度解析を実施し、再冠水による水素発生量と炉心損傷への影響を評価した。解析の結果、以下の結論が得られた。(1)損傷炉心の再冠水により付加的な水素が発生する。(2)再冠水中の水素発生量は、未酸化Zrの量及び再冠水開始時刻に影響される。(3)一般に再冠水は早期に行われる程、炉心の損傷は軽減され水素発生量は少ない。

OECD LOFT計画の成果

LOFT専門部会

日本原子力学会誌, 33(12), p.1112 - 1120, 1991/12

https://doi.org/10.3327/jaesj.33.1112

OECD LOFT計画は、熱出力50MWのPWRを用いて、LOCAおよび運転時の異常な過渡変化に関する総合実験を行い、それらの事故および異常時における原子炉プラントの熱水力挙動、ECCSの有効性、さらにはFPの移行挙動を明らかにすることを目的として実施された。OECD LOFT計画では、熱水力実験6回とFP移行実験2回の合計8実験が行われた。熱水力実験の結果から、ECCSの有効性および現行の安全基準の妥当性が改めて、確認された。一方、最後に行われたLP-FP-2実験は、LPIS配管の破断を含む極めて苛酷な多重故障によるシビアアクシデントを模擬し、燃料集合体の損傷過程並びにFP移行に関するデータを提供した。本稿は、OECD/LOFT計画の成果と、国内での関連研究の概要をとりまとめたものである。

Thermal response analyses of the Three Mile Island Unit 2 reactor pressure vessel

橋本 和一郎; 鬼沢 邦雄; 栗原 良一; 川崎 了; 早田 邦久; 木村 裕明*

Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. F, p.123 - 128, 1991/08

構造解析コードABAQUSを用いてTMI-2事故時の圧力容器下部ヘッドを対象とした熱応答解析を行なった。この解析の目的は、TMI-2事故によって原子炉圧力容器下部ヘッドのステンレス製ライナーに生じた亀裂の発生要因を解明することである。ここでは、下部ヘッドに堆積した約20トンの炉心溶融物の下部ヘッドに対する熱的影響を2次元軸対称モデルを用いて解析した。解析の結果、下部ヘッドに堆積した均質のUO層が炉内の冷却材により急冷された場合に下部ヘッド表面付近に最大の引張り応力が生じることが分かった。また下部ヘッド貫通ノズルの溶接部近傍に最大応力が生じたが、これは下部ヘッド上の亀裂がノズル近傍に生じていた事実と一致する。

Thermal-hydraulic analysis of the initial phase of the Three Mile Island Unit 2 accident

橋本 和一郎; 早田 邦久; 関谷 秀郎*

Nuclear Technology, 87, p.1058 - 1066, 1989/12

https://doi.org/10.13182/NT89-A27697

TMI-2事故の初期事象(0~174分)について、THALES-PM1/TMIコードを用いた熱水力挙動解析を行った。本コードは原研で開発されたTHALES-PM1コードの熱伝達モデル及びポンプモデルをTMI-2事故解析のために改良したコードである。解析に際しては、OECD/NEA/CSNIが実施しているTMI-2標準問題データベースを用いて入力データを作成した。