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三輪 周平; 唐澤 英年; 中島 邦久; 木野 千晶*; 鈴木 恵理子; 井元 純平
JAEA-Data/Code 2021-022, 32 Pages, 2023/01
JAEA-Data-Code-2021-022.pdf:1.41MBJAEA-Data-Code-2021-022(errata).pdf:0.17MB
東京電力福島第一原子力発電所の原子炉内におけるセシウム分布のより正確な予測に向けて、核分裂生成物の化学挙動データベースECUMEに格納されているステンレス鋼へのセシウム化学吸着モデルをシビアアクシデント解析コードSAMPSONに組み込んだ。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、当該モデルを構築した実験の結果を再現し、コードに誤りが無いことを確認した。また、SAMPSONに組み込まれた改良モデルのセシウム化学着挙動解析への有効性を確認するため、温度勾配管を有する装置を用いた実験の解析を実施した。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、実験の結果を再現し、SAMPSONにおけるノードジャンクションの設定方法、エアロゾル生成モデル、CsOH蒸気の飽和蒸気圧等の計算方法等の解析方法、そして改良モデルがセシウム化学吸着挙動解析に適用可能であることを確認した。また、セシウムがシビアアクシデント後に水相を介して移行したことから、原子炉内におけるセシウム分布を予測するためには、セシウム沈着物の水への溶解性の評価が前提となる。このため、ステンレス鋼へのセシウム化学吸着生成物の水への溶解性を調べた。ステンレス鋼304へのセシウム化学吸着生成物は、873Kから973Kで水溶性の高いCsFeO
、973Kから1273Kで水溶性の低いCsFeSiO
、1073Kから1273Kで水溶性の低いCsSiO
であることが分かった。これらの結果から、セシウム化学吸着量に影響を与える原子炉内温度やCsOH蒸気種濃度のようなシビアアクシデント解析条件に応じて、セシウム化学吸着生成物の水への溶解性を予測できる可能性を得た。
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06
本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。
木野 千晶*; 唐澤 英年*; 内田 俊介*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦
no journal, ,
事故シナリオの観点から、福島第一原子力発電所炉内における放射性核種分布に関して現象論的に評価した。本評価より、セパレータへのセシウムの化学吸着、RCWへの中・低揮発性FPの侵入などを指摘した。
三輪 周平; 唐澤 英年; 木野 千晶*; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 井元 純平
no journal, ,
改良した鋼材へのセシウム(Cs)化学吸着モデルをシビアアクシデント解析コードSAMPSONに適用して解析することで取得した東京電力福島第一原子力発電所(1F)圧力容器上部構造材への化学吸着量に係るデータ、実験等により取得した長期間の挙動を予測するための前提となる化学吸着生成物の化学形態や水溶性等に係るデータをもとに、1F圧力容器上部構造材におけるCs分布及び性状を検討した。その結果、1F各号機の圧力容器上部構造材において、水溶性が低く安定と考えられるCs化学吸着生成物量が既往モデルによる予測値に比べて低くなる可能性があることが分かった。
唐澤 英年; 三輪 周平; 木野 千晶*
no journal, ,
CsOH蒸気濃度等が与える影響を評価可能とするために開発した化学吸着モデルを組み込んだSA解析コードSAMPSONにより、福島第一原子力発電所事故時に圧力容器上部構造材に化学吸着したCs量を評価した。CsOH蒸気の濃度はMoの共存や温度降下によるエアロゾル生成により変化するため、本モデルに対する既往モデルの化学吸着量の割合は号機により変化した。これから、実機における化学吸着量評価には、既往モデルでは不十分であり本モデルの適用が必要であることが示された。
唐澤 英年; 三輪 周平; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 木野 千晶*
no journal, ,
SUS材へのCsOH化学吸着に及ぼす温度の効果を調べるため、実験と解析を行った。実験は、温度勾配管のあるTeRRa実験装置を用い、700
Cで発生させたCsOH蒸気を、1000Cから200Cの温度勾配管に流入させた。SUS試験片の化学分析から化学吸着量を求めた。解析は、SA解析コードSAMPSONの熱水力モジュール(THA)とFP移行解析モジュール(FPTA)を用い、THAにより1000Cから200Cの温度勾配管内のガス温度分布と、その温度分布を用いたFPTAによる化学吸着量を計算した。解析により、化学吸着量を実験誤差範囲内で再現できた。この結果から、解析に用いたモデル式の温度依存性の妥当性を確認できた。
手塚 健一*; 木野 千晶*; 山下 晋; Mohamad, A. B.; 根本 義之
no journal, ,
原子力発電所の過酷事故発生時に水素発生・炉心溶融の進展を抑制することを目的とした事故耐性燃料の開発が進んでおり、PWR用には、CrコーティングしたZr被覆管(Crコーティング被覆管)が検討されている。本研究では、Crコーティング被覆管を用いたATFの事故時挙動を評価するための解析手法を開発した。解析ツールとして、国産のSA解析コードであり、ソースコードに容易にアクセス可能なSAMPSONを用いた。解析の結果、現行被覆管に比べて、Crコーティング被覆管を用いることで、事故模擬条件において有意な水素発生抑制効果を確認することができた。
唐澤 英年; 三輪 周平; 木野 千晶*
no journal, ,
Phebus-FPT1試験では、炉心シャットダウン後に再蒸発により一次系配管内のCsOH蒸気の増加が観測された。今回、複数FP核種から構成される一次粒子の形成モデルを組込んだSAMPSONを用いて、Phebus-FPT1試験一次系解析を行い、エアロゾル沈着挙動とCsOH再蒸発挙動を評価した。模擬蒸気発生器への熱泳動による沈着量評価から、沈着量はエアロゾル成分の構成割合に比例することを確認した。また、配管に凝縮したCsOHは、気中のCsOH蒸気濃度の減少により配管温度(973K)の飽和蒸気圧分まで再蒸発し、模擬蒸気発生器の温度の低い部分に再凝縮することを確認した。
唐澤 英年; 三輪 周平; 木野 千晶*
no journal, ,
代表的なFPであるCsIの挙動を評価するために行われた温度勾配管を用いたTeRRa実験では、揮発性のヨウ素の生成が報告されている。今回、このCsI挙動を評価するため、化学反応モデルを作成・検討した。また、作成した化学反応モデルをSAMPSONに組込み、TeRRa実験の試解析を行った。解析結果は、ガス状ヨウ素の生成、エアロゾル生成、エアロゾル沈着などのCsI挙動の実験結果の傾向を説明できた。
唐澤 英年; Rizaal, M.; 三輪 周平; 木野 千晶*
no journal, ,
SA解析において、FP挙動に関する化学反応の重要性が指摘されている。このため、先回(23春)、CsI挙動の温度依存性を評価したTeRRa実験を対象にし、ガス状ヨウ素の生成量をECUMEデータベースを用いた気相化学反応モデルにより評価した。今回、CsI挙動に及ぼすBの影響を評価したCsI-BO
-TeRRa実験を対象にして気相化学反応モデルを検討した。実験では、BOを加えることによりガス状ヨウ素の生成量が約10倍増加した。この挙動を説明するため、Cs-I-H-O系反応機構にBOから生成するHBOとCsIやCsOHとの反応を追加したCs-I-B-H-O系反応機構を設定した。ECUMEデータベースの化学反応速度を用いた計算により、BOの追加によるガス状ヨウ素の増加(1,273Kで約26倍)を確認できた。高温でガス状ヨウ素が十分に生成するという結果が得られ、温度が下がっていく移行時の化学反応計算によりTeRRa実験を再現できる可能性を示した。
森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
本研究ではSAMPSONの既存モジュールを用いて使用済み燃料プールの冷却機能の喪失を想定した場合のモデルを作成し、事象の予備解析を行った。発表では使用済み燃料棒の温度上昇、溶融挙動等の解析結果を報告する。
木野 千晶*; 内田 俊介*; 手塚 健一*; 唐澤 英年*; 駒 義和; 高畠 容子
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故廃棄物のインベントリ推算の不確実性を低減するため、1F事故中および事故後における放射性核種による汚染メカニズムを評価可能な核種挙動モデルを開発する。
森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
no journal, ,
本研究ではSAMPSONの既存のモジュールに、使用済燃料プールの冷却機能喪失事故時に特有なモデルを追加して事象の解析を進めている。本発表では、プール建屋全体のモデル化、Zr-空気酸化反応モデルの追加など改良したモデルの内容と、改良コードを用いた解析結果を紹介する。
