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論文

5.4.3 大気拡散シミュレーションによるソースターム評価

永井 晴康

シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動, p.112 - 116, 2021/05

福島第一原子力発電所事故による環境影響や公衆の被ばく線量を評価することを目的に、大気拡散シミュレーションを活用して放射性物質の大気中への放出量(ソースターム)の推定と拡散状況の解明が行われている。ここでは、日本原子力研究開発機構により、事故後早期から今日に至るまで実施されてきた研究を中心に、ソースターム推定の概要、事故進展と大気拡散過程、解析の課題と今後の展開について解説する。ソースタームの推定は、大気拡散シミュレーションを用いて、環境モニタリングデータから逆推定することでI-131とCs-137の放出率の時間推移を求めた。この推定値を用いた大気拡散シミュレーションは、測定された大気中濃度の時間変化と地表沈着量分布を良好に再現し、住民の避難行動パターンと組み合わせた線量推計に活用された。また、大気中に放出された放射性物質の大気拡散により、どのように大気拡散し陸域の汚染が生じたかを明らかにした。しかし、環境データからの逆解析には核種組成と化学形の情報が不足することに起因する不確かさがあるという課題があり、今後過酷事故解析と融合することで、ソースターム推定のさらなる精緻化が期待される。

論文

Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis

間所 寛; 佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111123_1 - 111123_15, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(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.

論文

A Study on sodium-concrete reaction in presence of internal heating

河口 宗道; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021305_1 - 021305_9, 2020/04

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は可燃性ガスである水素とエアロゾルを発生するために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において重要な現象の一つである。本研究では、反応領域への熱負荷等の影響を調査するために、内部加熱器を使用したSCR実験を実施した。さらに内部加熱器がSCRの自己終息に及ぼす影響を議論した。内部加熱器の存在はコンクリートへのナトリウムの移行を妨げるため、内部加熱器の周囲からナトリウムとコンクリートは反応し始めた。その結果、コンクリート侵食量は内部加熱器周囲の方がその直下よりも大きくなった。また、ナトリウムプール温度の上昇(約800$$^{circ}$$C)はナトリウムエアロゾルの放出速度を大きく増加させるとともに、ポーラス状の生成物層を形成させた。ナトリウムエアロゾルの放出速度はナトリウムの蒸発と水素のバブリングによって説明された。さらに、ポーラス状の生成物層の空隙率はケイ素の質量収支やEPMAマッピングの画像分析から0.54-0.59であり、これらはお互いに良く一致した。この生成物層が反応領域へのナトリウムの移行量を減少させ、内部加熱器の位置によらず反応領域のナトリウム濃度は約30wt.%となり、SCRの終息に至った。内部加熱器の存在する場合でも、SCRの自己終息時に対して反応領域のナトリウム濃度は支配的なパラメータであることが分かった。

報告書

大型過渡事象シミュレーションコード用のポストプロセッサの製作法

吉川 信治

JAEA-Technology 2019-024, 22 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-024.pdf:1.76MB
JAEA-Technology-2019-024-appendix(CD-ROM).zip:73.55MB

複雑な現象のシミュレーションソフトウェアの結果は膨大なテキストファイルとして出力されることが多い。この場合、計算機内で再現されている現象の全体像をユーザーが把握することは困難である。本報告書は、軽水炉の過酷事故解析コードであるRELAP/SCDAPSIM、及びMELCORのテキスト出力ファイルを読み込んで、解析結果をユーザーが容易に把握できる情報を表示するポストプロセッサを製作する上で獲得したノウハウを、他分野のシミュレーションコードにも適用できるようまとめたものである。

論文

Development of radiation resistant monitoring system in light water reactor

武内 伴照; 大塚 紀彰; 中野 寛子; 飯田 竜也*; 小沢 治*; 柴垣 太郎*; 駒野目 裕久*; 土谷 邦彦

QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 67, 2019/03

福島第一原子力発電所事故の教訓から、過酷事故が発生した軽水炉の状況下でも使用可能な監視システムの技術開発を実施している。本システムの開発の課題として、耐放射線性カメラや可視光無線伝送システムで使用する撮像素子や電源IC等の耐放射線性が挙げられる。本研究では、耐放射線性カメラ撮像素子に対する$$gamma$$線の積算線量の影響を調べるため、異なる積算線量時においてフォトゲート(PG)駆動電圧に対する取得画像輝度のダイナミックレンジの違いを調べた。また、カメラ及び可視光無線伝送システムにおいて共通して使用する電源ICについて、$$gamma$$線環境下における出力電圧をモニタリングし、積算線量に対する変化を調べた。撮像素子は、PG駆動電圧調整ユニットに接続した簡易的なカメラシステムを照射室内に設置し、出力画像をモニタで観察した。その結果、ダイナミックレンジを最大とするPG駆動電圧の最適値は積算線量に影響することが分かり、PG駆動電圧の変更によって実質的な耐放射線性を向上させたカメラシステムの可能性を見出した。一方、電源ICは、入力電圧を発生する定電圧電源を接続し、出力電圧とともに、絶縁破壊による短絡発生の有無を調べるため、熱電対で測定したIC表面温度データをデータロガーで収集した。その結果、出力電圧は比較的低い積算線量で一時的に減少した後に復帰し、その後はほぼ安定することが分かり、あらかじめ照射したICを用いること等により放射線環境下においても安定した出力を得る見通しを見出した。

論文

Study on oxidation model for Zircalloy-2 cladding in SFP accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 鬼澤 崇*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of corrosion (EUROCORR 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/09

ジルカロイ2被覆管の短尺試験片を用いて乾燥空気及び空気と蒸気混合雰囲気での高温酸化試験データに基づく酸化モデルを提案している。使用済燃料プール事故時を模擬した長尺試験片の酸化挙動を解析するために、酸化モデルを計算熱流動解析コードに提供した。空気中での酸化皮膜成長挙動は酸化モデルを用いた計算結果により良く再現できるが、空気と蒸気混合雰囲気では過度に保守的な評価となっている。事故時の使用済燃料ラックにおける雰囲気成分の変化の影響について議論した結果について紹介する。

論文

High-temperature oxidation of sheath materials using mineral-insulated cables for a simulated severe accident

中野 寛子; 広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 土谷 邦彦

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(2), p.17-00594_1 - 17-00594_12, 2018/04

現在の軽水炉の計装システムは、原子炉運転と原子炉停止中の全ての状況を監視するために不可欠であるが、福島第一原子力発電所の重大事故のような状況では充分に機能しなかった。そのため、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な高温型MIケーブルを開発している。特に、過酷事故時の原子炉内は、窒素,酸素,水素,水蒸気のほかに核分裂生成物等が含まれた混合ガス雰囲気中に暴露されることから、シース材の早期破損が懸念される。本研究では、MIケーブル用シース材として選定したSUS316及びNCF600について、過酷事故を模擬した雰囲気(模擬大気,模擬大気/H$$_{2}$$O, I$$_{2}$$/CO/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O)中における高温酸化特性を調べた。その結果、模擬大気中または模擬大気/H$$_{2}$$O環境下におけるSUS316及びNCF600の両試料表面に均一な酸化皮膜が形成されるとともに、酸化速度を評価し、破断時間の予想が可能となった。一方、I$$_{2}$$が含まれている雰囲気では、試料表面の均一な酸化皮膜の形成だけでなく、局部腐食を引き起こす複雑な腐食挙動を示すことが分かった。

論文

最新放射線化学(応用編),26; シビアアクシデント後対策のための水の放射線分解研究の展開

永石 隆二

Radioisotopes, 66(11), p.601 - 610, 2017/11

冷却水喪失事故を代表とするシビアアクシデント(過酷事故)において水の放射線分解は事故時及びその後の廃止措置、廃棄物処理・処分等で、爆発源となる水素の発生、並びに腐食等の接水材料の劣化の要因となる。さらに、福島第一原子力発電所(1F)事故では平常時には到底考えられない海水が投入されたことで、これらの現象がより複雑となった。本記事では特集「最新放射線化学」の応用編において原子力に関連した放射線化学の最新の成果として、1F事故以降進めてきた研究について、海水塩分、固体共存、工学的条件をキーワードに紹介・解説する。

論文

Development of high-performance monitoring system under severe accident condition

武内 伴照; 土谷 邦彦; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 石原 正博

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

福島第一原子力発電所事故後の平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が教訓として挙げられている。これを踏まえて、平成24年11月に耐放射線性カメラ、耐放射線性を有する水中無線伝送システム及び高温用計測線を組み合わせた過酷事故時における原子力プラント監視システムの研究開発を開始した。過酷事故時に想定される放射線環境や温度、雰囲気や水中環境等の要求仕様を満たす要素技術開発は平成26年度までに概ね完了し、現在、試作システムの構築とともに評価試験を実施し、システムの特性を取得している。今後、実用化に向けて監視システムの基本仕様や使用限界条件等の情報をユーザに提供すべく評価試験結果のとりまとめを行う。

報告書

原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)

日野 竜太郎; 竹上 弘彰; 山崎 幸恵; 小川 徹

JAEA-Review 2016-038, 294 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2016-038.pdf:11.08MB

福島第一原子力発電所事故後に、シビアアクシデント時の水素対策は、我が国において大きな技術的課題として認識されるにいたった。しかし、原子力技術者と燃焼・爆発の専門家との間で共通の知識基盤を形成し、将来の原子力安全を確保、向上させていく努力は始まったばかりである。そのような活動の一つとして、「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック」を、資源エネルギー庁受託事業「水素安全対策高度化」の一環として作成した。本ハンドブックでは以下を目指した:(1)原子力の技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示す、(2)原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに、原子力における水素安全の要点が示されているものとする、(3)事故後廃棄物管理までを視野に入れて、放射線分解水素に関する情報を拡充する、(4)過酷事故解析等の特定・狭義の専門家を対象にするものではなく、高度な解析式なしに迅速に図表で判断を助けるものとする、(5)解析技術者にも役立つように、詳細なデータベースの所在や、最新の解析ツールのオーバービューを添える。

論文

Degradation behavior of surface-mounted LED by $$gamma$$ irradiation

武内 伴照; 大塚 紀彰; 上原 聡明; 熊原 肇*; 土谷 邦彦

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 80, 2017/03

水中でも伝送可能かつ耐放射線性をもつ可視光無線伝送システムの構築を目指して、発光素子の候補である発光ダイオード(LED)の$$gamma$$線照射効果の評価を行った。照射劣化を評価するため、電流電圧特性及び全光束を測定した。その結果、照射後に、LEDは全光束が減少するとともに樹脂レンズ部が着色したが、電流電圧特性はほとんど変化は無かった。結果から、両素子の特性劣化の主因は半導体部分の劣化ではなく、樹脂の着色によるものであることが示唆された。一方、砲弾型よりも表面実装型LEDのほうが、照射量に対する全光束の減少速度が小さかったことから、開発中の無線伝送システムの発光素子に適することが分かった。

論文

特殊環境下で使用可能な監視システム高度化開発の現状

土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07

2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。

報告書

安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)

not registered

PNC TN1010 96-001, 59 Pages, 1996/03

PNC-TN1010-96-001.pdf:2.32MB

動燃の安全研究に関する研究計画は、「事業団においては従来安全研究は新型動力炉及び核燃料サイクル施設の開発のための研究の一環として行われてきたが、今後実証化段階に向かうに当たって、実証施設の安全性の確保、安全基準類の整備、合理化による経済性の向上のための安全研究を実施することが必要である。」との認識のもと、昭和61年3月に第1次計画である「安全研究の基本方針」として策定された。本基本方針は当面2$$sim$$3年を主たる対象として策定され、その後の内外の情勢の変化を考慮し、適切な時期に見直しを行い改訂を行うものとされた。その後、事業団の中長期事業計画(昭和62年8月)が策定され、その中で「安全研究の基本方針」の見直しが求められたこと、並びに研究及びプロジェクトの進展や外部からの要求条件の変化等、環境条件がより一層明確かつ具体的になってきたことと併せて、平成2年9月に原子力安全委員会の「安全研究年次計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)が策定されたこと等を勘案して、第1次計画である「安全研究の基本方針」の見直しを行い、国の「安全研究年次計画」と整合性を図る観点から平成3年度から5ケ年間の第2次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)が平成3年3月に策定された。本基本計画では、個別研究計画を研究の進捗や内外のニーズの変化等に対して柔軟に対応し得るようにするとの考えから「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」とで構成して後者の見直しができるようにされ、当該5ケ年間の途中である平成5年度から平成6年度にかけて出力研究計画の中間見直しが実施されて、平成7年1月に計画が修正された。第3次に当たる本「安全研究基本計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)については、平成5年度下期より安全研究委員会及び各分科会で「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」における重点研究領域の検討を開始し、これに基づき平成6年度に事業団内で研究課題の募集を実施して「安全研究基本計画」(案)を策定するとともに、この中から国の「安全研究年次計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)にも提案登録する研究課題を選定し、国の計画と整合性のある事業団の計画として策定した。なお、「I.安全研究の基本方針」については、「もんじゅ」二次冷却系のナトリウム漏洩事故を契機として損なわれた社会的な信頼の早期回復に資する観

報告書

動燃における安全研究の成果(昭和61年度$$sim$$平成2年度)(動力炉分野)

not registered

PNC TN1410 92-026, 113 Pages, 1992/01

PNC-TN1410-92-026.pdf:11.01MB

本報告書は、平成2年度までの新型転換炉及び高速増殖炉にかかわる安全研究の3年間の成果について、とりまとめを行ったものである。新型転換炉の安全研究は、(1)通常時及び異常な過渡変化時にかかわる研究、(2)事故時にかかわる研究、(3)シビアアクシデントにかかわる研究の3分野で構成され、また高速増殖炉の安全研究は、(1)安全設計・評価方針の策定にかかわる研究、(2)事故防止及び影響緩和にかかわる研究、(3)事故評価にかかわる研究、(4)シビアアクシデントにかかわる研究の4分野で構成されている。さらに、本報告書では、「原子力施設の耐震安全性に関する研究」並びに「確率論的安全評価に関する研究」に含まれる高速増殖炉及び新型転換炉に関する研究課題も合わせることで、「動燃における安全研究の成果(昭和61年度$$sim$$平成2年度)(動力炉分野)」として、とりまとめを行った。

報告書

もんじゅPRA-プラント応答定量評価; PLOHSとLORL時のメンテナンス冷却系の利用

山口 彰*; 長谷川 俊行*

PNC TN9410 88-055, 111 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-055.pdf:5.87MB

原子炉スクラムを伴う荷酷事故には、除熱失敗(PLOHS)と液位確保失敗(LORL)がある。これらの事故の進展は緩慢であるため、メンテナンス冷却系(MCS)を利用すれば炉心溶融を回避できる。本研究では、MCSによる除熱の成立性を検討し、もんじゅPRAに適用できる除熱の成功基準を求めた。そのためにMCSを起動する時のプラント応答解析を、除熱喪失場所、健全なループ数、除熱喪失時刻、MCS起動時刻をパメラータとして、SSC-Lによって実施した。解析の結果、1)崩壊熱除去系で除熱喪失する場合には、2ループ以上健全ならば炉停止直後からMCSによって崩壊熱除去が可能であること、2)2時間以上崩壊熱を除去していれば、その後に主冷却系から冷却材が全く供給されなくなったとしてもMCSのみによって除熱可能であること、3)オーバーフロー汲み上げ失敗によるLORLは、MCSによって炉心溶融を回避できること等が示された。MCS荷酷事故時に使用する場合の熱荷重による配管破損についても検討した結果、MCS配管の構造設計の安全裕度が十分にあるため、構造健全性は維持されることが示された。以上の解析結果に基づき、MCSの利用によりPLOHSとLORL時に炉心溶融を回避する成功基準と、MCSの活用を考慮した崩壊熱除去成功と原子炉容器液位確保成功のイベントツリーを提案した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ仮想的炉心崩壊事故解析(I) : SAS3D計算コードによるHCDA解析(5分冊)

石田 政義*; 遠藤 寛*; 青井 貞利*

PNC TN941 82-74VOL1, 151 Pages, 1982/03

PNC-TN941-82-74VOL1.pdf:7.53MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」(定格熱出力714MW)の仮想的炉心崩壊事故(HCDA)時の炉心の核・熱挙動を,事故解析計算コードSAS3Dにより評価した。HCDA起因事故事象としては,定格運転中の,外部電源喪失による炉心流量減少事故(LOF)および,制御棒連続引抜による反応度挿入事故(TOP)を,炉停止系作動失敗の想定のもとで解析した。炉心の燃焼状態は,零燃焼度の初装荷炉心初期(BOIC)および,平衡炉心(集合体取出平均燃焼度80MWD/kg)の燃焼初期(BOEC)および,燃焼末期(EOEC)の3状態である。また,解析では,炉心の諸反応度係数に核設計計算ノミナル値を使用した。TOP事故では,炉出力トランジェントは,高出力燃料集合体の燃料溶融破損によるFCI(溶融燃料と冷却材ナトリウムの熱的相互作用)発生に伴う反応度効果による隠やかな炉出力上昇(定格出力の高々5倍以下)で特徴づけられ,このFCIに伴う炉心部からの燃料の流出(fuelsweepout)による負反応度効果により,炉心は未臨界となる。燃料破損(FCI)の起こる集合体数は,径方向出力ピーキングが低く,FPガス効果のないBOICで一番多く,炉心中央部の約17%の高出力燃料集合体で破損がある。平衡炉心では,炉心中央部の約5%の高出力燃料集合体で破損があり,BOICに比べ径方向出力ピーキングが高く,かっFPガス圧効果により比較的急速に,溶融燃料放出に続くfuelsweepoutが起こるために,破損領域は局所的に止まる。事故評価は,この後,事故後熱除去評価に引継がれる。LOF事故では,冷却材沸騰・溶融被覆材移動・燃料スランピング(冷却材ボイド化後の燃料ピンの崩れ)・FCI・燃料分散,等の諸現象に伴う正・負反応度効果の競合のもとで,炉出力・全反応度が変化する。これらの諸現象解析に係わる広範囲のパラメータ解析結果によると,「もんじゅ」のLOF事故は,放出エネルギー評価の上で保守側の,厳しい解析条件設定をした場合はボイドワースの高い燃料集合体でのFCI発生により即発臨界反応度1$を超過する出力暴走となるが,超即発臨界での全反応度上昇率は高々10$,/sec,炉出力最大値は定格出力の約600倍以下となり,機械的炉心崩壊フェーズヘ移行するほどの激しさとはならない。各炉心ケースとも,出力トランジェント末期には,燃料分散による負反応度効果により、炉は未臨界状態に至り、起因事故フェーズの事象展開は終わる。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」HCDA解析: SIMMER-IIコードによる炉心崩壊後の膨張過程予備解析

福田 護*; 須田 直英*; 長谷部 武*; 杉本 大輔*

PNC TN941 82-55, 284 Pages, 1982/03

PNC-TN941-82-55.pdf:15.79MB

SIMMER―2コードを用い,「もんじゅ」仮想的炉心崩壊事故(HCDA)の炉心膨脹過程の予備解析を行なった。SIMMER―2コードは炉心崩壊後の現実的な初期条件と形状を用いて,実際に起り得る個々の物理的現象を現実的に解析し,液体ナトリウムスラグが原子炉容器ヘッドに衝突する際のエネルギーを算出できる。本報告は大きく2つに分けられる。1つは簡単化された初期条件を用いた炉心膨脹過程解析のパラメータ・サーベイであり,本過程の進展にとって重要なパラメータが明らかにされる。もう1つは現在,動燃大洗工学センターで行なわれているSAS3D/VENUSコードを用いた「もんじゅ」の起因事故及び炉心崩壊事故解析結果を用いたSIMMER―2コードによる炉心膨脹過程解析である。SAS3D/VENUSによる解析結果を用いるにあたっては,「もんじゅ」体系で最も大きな仕事エネルギーを放出したケースを選び,「もんじゅ」がHCDAで放出する最大エネルギーをSIMMER―2で評価する事を試みた。主な結果は以下の通りである。完全にボイド化されたFPガスプレナム,上部軸ブランケット及び炉心を想定する限り,「もんじゅ」の炉心崩壊後の膨脹過程で発生する運動エネルギーの最大は高々10MJである。(炉心膨脹過程を燃料蒸気の等エントロピ-膨脹仮定した場合には,1気圧までの膨脹で最大992MJである。)炉心の初期燃料平均温度が同じでも,温度ピーキングが大きいと運動エネルギーが大きくなる。炉心,上部軸ブランケット及びFPガスプレナム部が完全にボイド化し,炉心下部がスティールで詰ってしまった場合には激しいFCIは生じない。液体燃料が炉心から上方向へ押し上げられる量は炉心の燃料の平均温度の関数であり,5,000Kの炉心平均温度の場合には炉心の液体燃料のかなりの量が整流格子を通り抜け液体ナトリウムプール部に流出し,一方4,500Kでは液体燃料はせいぜいFPガスプレナム部半ばまでしか押し上げられず炉心部に液体燃料が相当残る事になる。炉心に存在する液体スティールの温度が高くなると,液体燃料から液体スティールヘの熱伝達が押えられ炉心圧力が高く維持される。これが運動エネルギーに及ぼす影響は10%程度である。炉心,上部軸ブランケット及びFPガスプレナム部に液体ナトリウムを満たすと,激しいFCIのために4

口頭

IRIDにおける福島第一原子力発電所廃止措置に関わる技術開発状況,3; デブリ性状把握に係る技術開発

鷲谷 忠博

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の事故は、溶融継続時間,炉心構成及び海水注入などがTMI-2の事故と異なるため、炉心内部で生成した燃料デブリも異なると推定される。よって、燃料デブリ取出し時には、その特性を把握した上で安全性を確保し、特性に応じた治具や収納容器等を準備する必要がある。また、取出し後の処理処分の検討を行う場合には、燃料デブリ処置(保管・処理・処分)方策の全体シナリオを検討するとともに溶解性や化学的安定性、含水特性等の把握と模擬デブリや実デブリを用いた処理、収納・保管に係る試験を実施し、燃料取出し後の長期保管及び処理処分の見通しを得ておく必要がある。これら燃料デブリの特性把握及び処置方策の検討等に必要とされる研究開発を行うことにより、廃炉・汚染水対策を円滑に進めることを目的として実施している。本報告では、これまでの実施されてきたデブリ特性把握に関する研究開発の状況について報告する。

口頭

過酷事故用計装システムの研究開発の現状と展望,9; 固体電解質型水素濃度センサの特性評価

大塚 紀彰; 松井 義典; 土谷 邦彦; 松井 哲也*; 有田 節男*; 和田 將平*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故における教訓を踏まえ、実用発電用原子炉の安全対策高度化に資する技術開発の一環として、過酷環境下でも測定可能な水素濃度センサの開発が必要不可欠である。本研究は、耐熱・耐放射線・耐圧性に優れた水素濃度センサを開発するために、固体電解質型水素濃度センサを選定し、高温環境下(室温$$sim$$700$$^{circ}$$C)における水素濃度(0.01$$sim$$3.5%)と起電力との関係を調べた。この結果、300$$sim$$700$$^{circ}$$Cの範囲における水素濃度変化に対して、起電力が変化することを観測した。得られた起電力は、内部水素濃度を補正することにより、ネルンストの式と良い一致を示した。このことから、開発した固体電解質型水素濃度センサが、高温環境下における適用性を有するという見通しを得た。

口頭

過酷事故模擬環境における高温型MIケーブル用シース材の腐食特性

中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦

no journal, , 

過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O$$_{2}$$雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000$$^{circ}$$C$$times$$2hの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、H$$_{2}$$Oの添加によりO$$_{2}$$雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、I$$_{2}$$の影響によって腐食が促進されることを確認した。したがって、NCF600の方が想定される環境における耐食性が高いことが示唆された。

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