Analysis of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 pressure data and obtained insights on accident progression behavior

佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 383, p.111426_1 - 111426_19, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111426

The D/W (Drywell) and S/C (Suppression Chamber) pressure data of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 was analyzed in depth. This analysis provided valuable information related to the accident progression behavior on one hand, and gave a hint for understanding of the debris-to-coolant heat transfer when fuel debris relocated to the pedestal on the other hand. In this unit, the D/W and S/C pressure increased and decreased cyclically with a relationship, which seems to have been dependent on the composition of vapor and non-condensable gases in the S/C cover gas region. Based on this characteristic, the vapor pressure in the S/C cover gas region was evaluated for two pressure decrease cycles during and after the expected debris relocation to the pedestal respectively. This evaluation allowed an understanding that the S/C vapor pressure increased due to the heat transfer from the debris relocated to the pedestal.

Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-07; Loss-of-feedwater transient with primary feed-and-bleed operation

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07

JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB

LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Experimental evaluation of tritium permeation through stainless steel tubes of heat exchanger from primary to secondary water in ITER

中村 博文; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.183 - 187, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.009

ITERの熱交換器ステンレス配管を通じた1次冷却水から2次冷却水へのトリチウム透過量を正確に把握するために模擬実験を実施した。実験には、直径6mm,肉厚0.5mm,長さ30cmの316Lステンレス鋼の細管37本を集合させた試験体を用意し、細管の内側に1次冷却水を模擬した7.4MBq/cmのトリチウム水を、外側には純水を充填して、0.9MPa-423Kの条件でトリチウム透過量を測定した。その結果、100時間経過後に有意なトリチウムの透過が観察されはじめ、その後直線的な純水中トリチウム濃度の上昇が観察された。本実験結果から評価される定常状態におけるトリチウムの透過率は、3.410CA/d(Bq/hr)である。ここで、C, A, dは、それぞれトリチウム濃度差,細管の表面積及び肉厚である。今回得たトリチウム透過率は、従来用いられてきたガス透過の結果に基づく評価値より約3桁小さい。これは、ガス状態で接した場合の材料表面のトリチウム濃度がSievert's則で規定されるのに対し、水状態で接した場合の表面トリチウム濃度が水中の水素イオンもしくは水酸イオン濃度に規定されているためであると推察される。以上の結果は、これまで評価されてきたITERの2次冷却水中のトリチウム濃度が十分保守的であることを証明するものである。

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; 配管部の振動解析と応力解析の結果

塙 悟史; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 石原 正博; 伊藤 治彦

JAERI-Tech 2003-064, 25 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-064.pdf:2.84MB

材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)は、第147サイクルの共同利用運転中に、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管からの水漏れが確認されたため、12月10日に原子炉を手動停止した。当該圧力計導管については、充填ポンプが加振源となり圧力計導管が振動し、その繰り返し荷重によりき裂が発生・進展した可能性がある。このため、当該部の振動解析と応力解析を実施した。振動解析の結果、充填ポンプNo.1圧力計導管の固有振動数は5358Hz程度と推定され、共振周波数である50Hz(充填ポンプ回転数)に近い状態にあった。応力解析の結果、振動により当該圧力計導管に発生する応力は固有振動数53Hzで63MPa,58Hzで25MPaと求められた。振動による応力と、自重と内圧による応力の合計値を計算すると、固有振動数53Hzで112.2MPa,58Hzで74.2MPaになる。これらの発生応力は使用材料の疲れ限度に近い値であり、充填ポンプNo.1の圧力計導管に生じたき裂は、充填ポンプの振動に起因する疲労によるものと推測された。

D-T中性子照射による核融合炉材料中での逐次反応に関する実験的研究

堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

JAERI-Research 2003-002, 50 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-002.pdf:2.21MB

本研究では、低放射化フェライト鋼(F82H)と酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼に対してD-T中性子照射を行い、逐次反応によるCo生成実効断面積を測定した。F82H,ODSフェライト鋼に対するCo生成実効断面積は、鉄の約1.5倍となった。さらに、6種類の核融合炉材料(鉄,銅,バナジウム,チタン,タングステン,鉛)とF82Hに対して、水素化合物との接触面領域での逐次反応実効断面積の分布を測定した。水素化合物との接触面で逐次反応率は同一材料の場合と比べて20倍以上となり、F82Hに対しては50倍となった。核融合冷却水配管表面で生成されるCoによる放射能は、1次中性子反応で生成されるMnによる放射能の3~10%に至ることを示した。逐次反応実効断面積を(n,xp), (p,n)反応断面積,陽子放出スペクトル,陽子阻止能を用いて評価し、実験値との比較を行なった。

Temperature control of a cyclotron magnet for stabilization of the JAERI AVF cyclotron beam

奥村 進; 荒川 和夫; 福田 光宏; 中村 義輝; 横田 渉; 石本 貴幸*; 倉島 俊; 石堀 郁夫; 奈良 孝幸; 上松 敬; et al.

AIP Conference Proceedings 600, p.330 - 332, 2001/00

https://doi.org/10.1063/1.1435267

JAERI AVFサイクロトロンにおいて、ビーム電流を長時間一定に保つにはしばしば磁場調整が必要となっている。NMRプローブによる磁場測定と白金測温抵抗体による温度測定から、磁場と電磁石の鉄心温度との間に相関関係があることがわかった。メインコイルからの熱が主な原因となって鉄心温度が上昇し、ビームの不安定現象を引き起こしている。鉄心への熱を遮断するために鉄心とメインコイル間に温度制御した銅板を挿入した。それに加えて、ポール先端温度を独立に制御するために、トリムコイルの冷却水温度制御系を独立化した。磁場安定化のために、これら温度制御系の最適運転条件を見いだした。

Design of test blanket system for ITER module testing

三浦 秀徳*; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 高津 英幸; 河村 繕範; 田中 知*

JAERI-Tech 97-051, 51 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-051.pdf:1.91MB

原型炉用ブランケットを対象としたITERでの工学試験用ブランケットシステムについて検討した。原型炉用ブランケットの試験はITERの主な工学目標のうちの1つである。テストモジュールにより、燃料自給のためのトリチウム増殖能力と発電用の熱回収機能の試験及び実証を行う。原型炉用プラズマとして、水冷却及びヘリウム冷却のセラミック増殖材ブランケットを取り上げ、これらのテストモジュールの核・熱設計、試験ポートへの設置概念検討、冷却系及びトリチウム回収系の設計を実施した。その結果、現ITER設計と整合のとれたテストモジュール及び補機系の設計が提示された。

A Concept of a passive safety light water reactor system requiring reduced maintenance efforts

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 渡辺 博典

Transactions of the American Nuclear Society, 69, p.539 - 540, 1993/00

環境問題から原子力エネルギーへのなお一層の依存が予想される将来の世界に対して、原研では、保守を容易にし安全性を向上させた受動的安全炉の概念検討を進めている。先ず、炉心出力の炉物理的固有除熱追従性を持たせるには、減速材密度反応度係数を負の大なる値にするとともに、ドップラー反応度係数を負の小さい値にする必要がある。そのため、ケミカルシムを廃止するとともに、炉心線出力密度を低くすることにした。ケミカルシム廃止により制御棒数を増加する必要があり、圧力容器内蔵型制御棒駆動機構を採用した。一方、タービン入口蒸気温度の許容変動は小であるので、炉心核特性との熱水力的整合性をとるために、過熱蒸気領域を長くした貫流型蒸気発生器を採用した。その他、工学的安全設備の受動化とシステム簡素化を行い、保守が簡単であり、かつ、安全性を向上させた受動的安全炉の概念をまとめた。

HORN; A Computer code to analyze the gas-phase transport of fission products in reactor cooling system under severe accidents

内田 正明; 斉藤 裕明*

JAERI-M 86-158, 58 Pages, 1986/11

JAERI-M-86-158.pdf:1.43MB

炉心損傷事故時に露出した原子炉1次冷却系における揮発性FPの移行を解析するために、HORNコードを開発した。本報は、そのモデルを解説する。FPの放出または沈着を決定する再重要因子として、コードは流体中および配管表面におけるFP化学形を、気・液・固体平衡モデルにより計算する。その結果を用いて、拡散による気体FPの沈着、エアロゾルの析出等を計算する。解析対象元素を少なくする為、周期律表上の同族元素を1つに代表させ、また揮発性の低い元素を1つの仮想元素として纏める等の近似を行った。現在解析対象として I,Te,Sb,Ag,Cd,Baである。

JMTRにおける試験用中濃縮燃料の照射試験; 水中のFP核種測定による燃料の健全性の確認

山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄

日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.28.425

JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。