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倉田 正輝; 奥住 直明*; 仲吉 彬; 池内 宏知; 小山 真一
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.807 - 834, 2022/07
被引用回数：11 パーセンタイル：96.15(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向けて、事故直後から、燃料デブリの特性評価について様々な試みが行われてきた。本レビューでは、それらを概説する。事故直後の数年間は、1F現場(特に損傷した1, 2, 3号機の建屋内部)から得られる知見は極めて限定的であった。燃料デブリのおよその所在はミューオントモグラフィーで調査され、その特性は、加圧水型軽水炉である米国スリーマイル原発事故調査の結果等の過去知見に基づいて概略推定された。その後、各種の内部調査ロボットが開発され、2017年より、原子炉格納容器内部の調査が開始された。その結果、3つの号機とも、当初、加圧水型軽水炉の典型的事故シナリオに基づいて予想されたものと異なる炉心破損状態とデブリ堆積状態であることがわかってきた。また、調査ロボットの付着物から微量のウラン含有粒子が回収され、燃料デブリにつながる情報を得るために、その特性分析が継続している。これらと並行して、OECD/NEAなどにおいて、事故シナリオの検討等について国際協力も進んでいる。今後は、典型事故条件に基づくイメージではなく、現場で得られた知見に基づいて、1F事故シナリオの理解を深め、1F燃料デブリの特性を評価していくことが重要である。
安藤 正樹*; 平野 雅司
日本原子力学会誌, 44(2), p.162 - 172, 2002/00
チェルノブイリ事故発生当初、事故原因は運転員の六つの規則違反とされた。しかし、その多くは、実際には規則違反ではなかったか、あるいは規則違反であったとしてもその後の事故の進展には大きな影響はなかったことが次第に明確になってきた。むしろ、設計上による原子炉特性の問題,手順書等運転管理上の問題,さらには、安全規則体制上の問題や運転経験の反映にかかわる問題等、事故の背景にある問題のほうが重要であった。こうした問題は、全てのプラントに共通に存在し得る問題であり、同事故からできるだけ多くの教訓を学ばねばならない。また、事故により燃料の多くが溶融し、周りの構造材等と反応して溶岩状燃料含有物質を形成した。それは現在も原子炉の下部に存在しているが、まだ十分に調査されておらず、解明すべき点が多く残されている。今後の調査に期待する。
渡邉 憲夫; 梶本 光廣*; 村松 健
2nd Int. Conf. on Containment Design and Operation,Conf. Proc., Vol. l, 14 Pages, 1990/00
格納容器破損に至る事故のシナリオを分かり易く表現すめための一方法として、段階型事故進展イベントツリーを考案した。この方法は、幾つかの事故の進展段階ごとにイベントツリーを作成しそれを有機的に結合することによって格納容器破損に至る事故シナリオを詳細かつ明確に表現するものである。各段階ごとのイベントツリーでは、事故を終息させるための方策や格納容器健全性に脅威となる現象の発生メカニズム、並びに、それらの間にある従属関係を詳細かつコンパクトにモデル化することができる。そのため、イベントツリー作成に要する労力や定義した事故シナリオを理解するための労力を軽減できる。また、段階型事故進展イベントツリーの定量結果は、どの段階でいかなる現象によって格納容器破損に至る可能性が大きいかを明示することができる。本報では段階型事故進展イベントツリーの概念を紹介する。
丸山 結; 阿部 豊; 三野 義孝*; 早田 邦久
JAERI-M 89-054, 142 Pages, 1989/05
軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心構造物が粒子状になり圧力容器内にデブリベッドを形成する。デブリベッドからは崩壊熱の放出が続き、冷却が維持されない場合は事故の拡大を招くことになる。デブリベッドの冷却性を定量的に評価することは、シビアアクシデントの事故進展解析あるいは事故管理解析上、非常に重要な位置づけとなっており、原研も含め各国の機関で実験的研究が実施されている。シビアアクシデント時に形成されるデブリベッドの形状は複雑であることを考慮し、実験はできる限り幅広い実験範囲を網羅するよう進められている。本研究室ではこれまでに得られた実験結果を有効に利用し、今後の実験計画及び解析的研究に資することを目的に損傷炉心冷却挙動実験データベースを開発・整備した。本報告書はデータベースの概要、使用方法ならびに応用についてまとめたものである。
鷲谷 忠博; 倉田 正輝; 芦田 敬; 鳥居 建男
no journal, ,
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では福島第一原子力発電所の廃止措置への貢献の一環として、燃料デブリの性情把握、事故事象の解析、事故廃棄物の管理、遠隔技術の開発等の基礎基盤研究について、廃炉研究やSA研究を中心に国内外の英知を結集して研究開発を進めている。本報ではCLADSにおけるこれらの研究の概要を紹介するとともにCLADSにおける諸外国との国際協力とその成果を報告する。
茶谷 恵治
no journal, ,
原子力機構は、2015年に廃炉国際共同研究センターを設置し、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉に係る研究開発及び人材育成に係る取組を国、産業界と連携して進めている。ここでは、研究開発の取組として、廃炉のリスク管理、炉内状況把握と燃料デブリの性状把握、遠隔技術及び廃棄物処理処分に係る研究開発の概況を紹介する。
山路 哲史*; 古谷 正祐*; 大石 佑治*; 佐藤 一憲; Li, X.*; 深井 尋史*; 間所 寛
no journal, ,
MPS法による溶融物挙動解析、模擬溶融物流下実験、浮遊法による高温融体物性評価と、実機プラントデータ・事故進展解析等の分析から、福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定に取り組んでいる。一年目は基盤技術の整備等に取り組んだ。
Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉
no journal, ,
本研究は、ラグランジュ手法の一つであるMPS法(Moving ParticleSemi-implicit)を用いて、福島第一原子力発電所2号機の貫通部(制御棒駆動機構(CRD)ハウジング)を含むRPV下部ヘッド領域からの炉心物質移行挙動について解析した結果を報告する。解析体系は二次元とし、RPV中心部の構造を模擬した。模擬した構造には、CRDハウジング(簡略化した内部構造含む)、RPV底部、保温層が含まれる。初期温度分布と境界条件については、2号機の事故進展解析とRPV下部ヘッドの熱流動解析の結果を参照した(同シリーズ発表(2)、(5)、および(7))。解析結果は、RPV下部ヘッドが大規模に破損する前に、CRDハウジングが局所的に共晶温度に達したことで、溶融により金属溶融物がRPV下部ヘッド領域から流出する可能性があることを示した。この結果は、事故進展解析および2号機格納容器内部調査の結果と整合する。
