Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 2 Accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1226 - 1230, 2025/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2570371

In 2011, at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, it has been reported that several Units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment, however, the detail of accident progression with core melt, reactor and containment vessel failure, has still large uncertainties. Especially for the Unit 2 and Unit 3, even they had succeeded in the initial core cooling, at last lost cooling system and fell into severe accident into large release of the fission product into the environment. To clarify these uncertainties in accident scenario, considering the latest information and several insights, the latest accident scenario for Unit 2 and Unit 3 are studied using the severe accident analysis code in this study. It is shown that both Units would result in the thermal stratification in the containment water which encouraged the containment pressure increase at the early phase of the accident. On the other hand, it would be also possible that containment leakage happened to decrease the containment pressure at the later phase of the accident.

溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*

JAEA-Review 2022-038, 102 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-038.pdf:4.76MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。汚染水との接触により変質したと考えられる地下構造物コンクリートに焦点をあて、核種の移行挙動、変質コンクリートの特性に基づいて核種移行モデルを構築し、コンクリート廃棄物の物量推計及び廃棄物管理シナリオ評価を実施する。移行挙動は核種、化学形に依存し、Iの収着分配係数はC-S-H及びC-A-S-H試料ではセメントペーストより2桁低くなったのに対し、Uでは試料によらず10 L kg以上と高くなった。Cの移行挙動は化学形によって大きく異なった。コンクリートの溶出挙動は非破壊CT-XRD連成法によって可視化でき、また、定量的に模擬できるよう既存モデルを改良した。合成C-S-H、高Si含有合成C-A-S-H、劣化コンクリートから抽出したCS-Hを対象にNMRによる微細構造評価を実施した。固体廃棄物保管施設のコンクリート瓦礫等の線量測定結果をもとに放射性核種濃度を統計的に推定する手法を開発した。滞留水に浸漬したコンクリートの性状や核種の水中濃度を与条件として不確実性を含めて多核種の放射能濃度分布を推計した。また、Iの汚染水への移行モデル及びCのソースタームを検討した。さらに、廃棄物管理工程の潜在的な放射線リスクの分析のため、SED指標の適用性を検討した。

Sensitivity analysis of in-vessel accident progression behavior in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*

Annals of Nuclear Energy, 133, p.21 - 34, 2019/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.05.009

This study aims at identifying the modeling uncertainties and addressing the sensitivity parameters in Fukushima NPP Unit 3. A more detailed Control Volume (CV) division model of the reactor core region has been developed to better simulate the thermal-hydraulic behavior in the core region. The current study suggested that the local vapor heatup behavior could influence the core melting and relocation behavior, which can lead to different core degradation scenarios. With the current modeling assumptions in MELCOR, the best estimate conditions for RPV pressure history of Unit 3 suggested that 6 SRVs could have remained open when the major core slumping took place at 12:00, March 13 with 50 to 80 tons of water inventory in the lower plenum. The current analysis also suggested that the efficiency of the AWI to the reactor core could have been only 0.15 as of reported by TEPCO with the current modeling conditions if debris dryout was assumed to have occurred at around ca. 54.0 h.

Study of treatment scenarios for fuel debris removed from Fukushima Daiichi NPS

鷲谷 忠博; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 山田 誠也*; 紙谷 正仁

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し後の処置については、燃料デブリ取出し開始時までにデブリの処置の選択決定に係る一定の議論が必要になるものと想定し、それまでに各シナリオの比較評価に用いる情報や比較評価の進め方を決める必要がある。そのため、本検討では燃料デブリの取出し後の処置シナリオの検討に向けた技術的要件の整理として、各処置シナリオ案の得失評価を行った。評価の結果、総合すると技術課題は有するものの経済性、廃棄物発生量の面で有利なシナリオは長期保管及び直接処分と推定された。一方、安定化処理、湿式処理、乾式処理は経済性、廃棄物発生量の面で不利と推定された。

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。