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佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04
被引用回数:6 パーセンタイル:70.8(Nuclear Science & Technology)The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
日本機械学会第12回計算力学講演会講演論文集, p.395 - 396, 1999/00
核融合実験炉(ITER)の真空容器内に水が侵入すると減圧沸騰を起こして圧力が上昇し、容器破損を引き起こすことが考えられる。そこで、ITERで真空容器内水侵入事象(ICE)が起こった場合の2相流挙動を軽水炉の安全評価解析で実績のあるTRAC-PF1コードを用いて数値解析的に調べた。解析モデルはITERのトカマク型真空容器及びサプレッションタンクを模擬した3次元構造である。解析条件はITERで予測されている最大ICE事象を模擬するように設定した。解析パラメータはダイバータのスリット間隔である。本解析により、サプレッションタンクの圧力上昇抑制効果とリリーフパイプ径の関係並びに総侵入水量に占めるサプレッションタンクへの流入量の割合と時間の関係が明らかになった。これらの結果をもとにICE事象時の効率的なサプレッションシステムを検討する考えである。