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Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111217_1 - 111217_13, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The decommissioning of Fukushima Daiichi NPP Unit-2 requires understanding of reactor damage and fuel debris distribution for effective debris retrieval. This study numerically analyzes potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure due to eutectic melting of Control Rod Drive (CRD) housings during reheating after debris bed dryout. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method, with an enthalpy-based temperature algorithm and Boussinesq approximation, is applied to simulate melt/solid interactions in a 2-D model of the lower plenum. The CRD housing melting temperature is set at 1523 K based on a quasi-binary phase diagram of 304 Stainless Steel (SS) and Zirconium (Zr) and ELSA experiments. Results suggest local RPV failure at CRD housings, leading to melt release and refreezing. The estimated failure occurs 8-12 hours post-dryout (ca. 12:00-16:00 on 3/15/2011), providing insights into melt progression and boundary breach scenarios in Unit-2.
菊地 将宣; 川村 奨; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-040, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-040.pdf:3.26MB
JRR-3原子炉施設では、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新規制基準適合性確認のため新たに基準地震動を策定し、当該地震動を用いて本原子炉施設に設置されている設備、機器、構築物の耐震評価を実施した。本報告書は、耐震評価を実施した設備、機器、構築物のうち、時刻歴応答解析で耐震裕度の厳しい結果が得られた制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管について、より詳細な評価手法である疲労評価を採用し、評価した結果を示すものである。評価の結果、制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管は十分な耐震裕度を有していることを確認した。
下茂 道人*; 丹羽 正和; 宮川 和也; 安江 健一*; 戸野倉 賢一*; 徳永 朋祥*
深田地質研究所年報, (23), p.21 - 34, 2022/00
深田地質研究所と東京大学,原子力機構は、共同研究として、地下深部で生成したガスが断層を通じて地表へ放出されることに着目し、キャビティーリングダウン分光法(CRDS)を用いた可搬型分析装置による大気環境中のメタンや二酸化炭素濃度の時空間変化を迅速に捉えることで、断層の地表分布の調査手法の開発に取り組んでいる。これまでの北海道幌延町における調査により、背斜軸上の尾根部において、メタン湧出箇所を新たに確認した。本稿では、背斜軸に沿ったメタン湧出箇所の連続性やメタンフラックス、地中レーダーによる地下構造調査および既存のボーリング調査結果の再考の結果を報告する。想定背斜軸上の5箇所においてメタンの湧出が確認されたことから、背斜軸に沿い、地下からメタンが滲出している可能性が高いことが確認された。メタン湧出箇所における地中レーダーの結果、滲出点を頂点とする上側に凸の反射面が確認され、滲出点の直下に背斜軸が位置することが確認された。本研究の結果から、CRDSと物理探査、ボーリング調査、地球化学分析を組み合わせることにより、地下の流体移動経路に関する情報が得られる可能性が示された。
竹田 武司; 國富 一彦; 大久保 実
日本原子力学会誌, 38(4), p.307 - 314, 1996/00
高温工学試験研究炉の設計上解決すべき課題の1つとして制御棒用スタンドパイプ(SP)の空気冷却設計があった。制御棒用SPの内部には、制御棒駆動装置(CRDM)があり、CRDMの温度が180
Cを超える場合には、電気絶縁性が低下し、CRDMが正常に機能しない恐れがある。それ故に、3次元の熱流動解析により、制御棒用SPに対する適切な空気冷却方法を明らかにした。解析モデルの妥当性を確認するために、解析結果と縮尺1/2のモデルを用いた流れ実験の結果を比較した。解析において、円筒形のSPを簡略化した体積等価の直方体でモデル化し、かつ、SP群による運動量の形状損失を与えた結果、SP廻りの流れ実験の結果と良好な一致が得られた。また、空気の吹出し口の適切な設計条件は、吹出しノズルをSP群の周囲のリング状ダクトに30°間隔で5ヵ所設けることであり、本条件下ではCRDMの温度が制限温度を超えないことを解析により確認できた。
石坂 雄一*; 伊藤 泰義
JAERI-M 89-174, 105 Pages, 1989/11
安全性、経済性に優れた改良舶用炉の実現のため、本炉に搭載する制御棒駆動装置(CRDM)は、先行炉において安全評価を要求されてきた「制御棒飛び出し事故」を設計基準内事象から排除することを狙いとして、原子炉圧力容器に内装することを目論んでいる。これらを踏まえてCRDMに要求される設計条件を整備し、小型・簡素化が達成可能なCRDMの基本概念を構築すると共に将来にわたる開発スケジュールを策定しての具体化研究を実施した。特に、本CRDMを原子炉圧力容器内水熱雰囲気に導入する上での大きな課題は、電気品の耐熱・耐絶縁性である。CRDM電気品の内、駆動源を成す電磁部(ビルトインモーター、スクラムマグネット)に着目して、使用環境を考慮したそれぞれの構造を具現化し、これらを基にコイル材料として使用可能と考えられる代表的な耐熱電線を選出した。更に、上記電線を用いた実用化のための基礎試験、また、この試験により選定された候補電線を用いてのミニチュアコイル試作試験を通じて、本CRDM電磁部のコイル材料として有望な耐熱電線を見出した。
安保 則明; 伊藤 泰義; 横村 武宣*
JAERI-M 89-158, 20 Pages, 1989/10
当所は舶用炉研究開発の一環として、小型・高性能化を計った熱出力100MWの改良舶用炉プラントの概念設計を実施中である。ここでは、これまでに実施した小型で、かつ、システムの簡略化に主眼を置いた炉プラントのシステム設計について報告する。一体型炉は、ヘリカルコイル式蒸気発生器、加圧器、制御棒駆動装置を内蔵し、1次冷却材ポンプを原子炉容器上蓋に直付けとすることで小型化を図るとともに、一次系大中口径配管削除による大中LOCAの可能性の排除及び制御棒飛び出し事故の可能性を排除でき、その結果として安全システムの簡素化を図ることができる。上記一体型炉の採用により、コンパクトでかつ一部の遠隔弁を除き、静的機器のみで構成される簡素化された安全系からなる舶用炉プラントのシステムを構築できた。
佐藤 拓未; 山下 拓哉; 間所 寛; 永江 勇二
no journal, ,
本研究では、沸騰水型軽水炉の圧力容器下部構造物である制御棒駆動機構の金属系デブリとの反応・溶融試験を実施し、その破損挙動を観察した。その結果、構造材/金属デブリの反応により、単体での融点よりも低い低温でCRD構造物の破損が進行することが明らかになった。
菊地 将宣; 川村 奨; 荒木 正明
no journal, ,
JRR-3の新規制基準対応のうち耐震性評価を実施し、適合性を示すことができた制御棒駆動装置及び制御棒の地震時における挿入性について、耐震裕度が厳しい結果であったことから、最新の知見に基づきより詳細な評価を行い、十分な耐震裕度を有することを確認した。
佐藤 一憲*; 山路 哲史*; Li, X.; 山下 拓哉; 溝上 伸也*
no journal, ,
The current presentation used published MAAP and ANSYS analyses to evaluate core-material relocation from the Reactor Pressure Vessels (RPVs) to the pedestals in Fukushima Daiichi Units 2 and 3. Although uncertainties remain regarding the effectiveness of alternative water injection for cooling, these evaluations provide a basis for estimating RPV boundary degradation and core-material relocation. In Unit 2, the ELSA-1 experiment indicates that CRD penetration melting occurring at 1523K to 1573 K led to significant molten metal relocation in the afternoon of March 15, accompanied by predicted RPV side-wall creep failure. In Unit 3, early-morning CRD penetration melting (ca. 3:00 to 5:00) resulted in both molten metals and oxidic debris relocating to the pedestal. A two-step increase in PCV pressure further supports a multi-stage relocation process.
