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論文

Formation mechanisms of insoluble Cs particles observed in Kanto district four days after Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.831 - 841, 2019/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

2011年3月15日午前中に関東地方(つくば市)で観測された不溶性Cs粒子(Aタイプ)は、$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比や炉の温度状況等から、福島第一原子力発電所2号機の炉内で生成されたと考えられてきた。しかしながら、AタイプCs粒子はほぼ純粋なケイ酸塩ガラスに覆われて急冷の痕跡があること、1号機起源のBタイプCs粒子より小粒径であること等を考えると、3号機の水素爆轟(3/14, 11:01)時に、爆轟の火炎により非常用ガス処理系(SGTS)内の高性能特殊空気(HEPA)フィルタが溶融してシリカ源となり、爆風による微粒化とそれに伴う急冷が同時に起きて粒子は生成された可能性が高い。また、爆轟時の風速場から、粒子の大部分は海方向に流されたが、一部が爆風で原子炉建屋(R/B)深部に移動し、3/15未明の3号機の炉心注水再開時に発生した蒸気の流れによって再浮遊して環境中に放出されたとすることで、観測データを矛盾無く説明できる。

論文

Analysis for the accident at unit 1 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.72 - 82, 2019/08

原子力機構では、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に加え、格納容器の破損として、ベント弁が完全に閉まらなかったために引き起こされるベントラインからの継続的な漏洩をモデル化した1号機の3週間にわたる解析結果について紹介する。本仮定に基づく解析では、原子炉冷却系や格納容器の圧力履歴を再現できており、解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約6%及び約1%であった。

論文

Analysis for the accident at unit 2 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08

JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。

論文

Release behavior of Cs and its chemical form during late phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

日高 昭秀; 横山 裕也

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09

福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B$$_{4}$$C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがB$$_{4}$$C起源のH$$_{3}$$BO$$_{3}$$と反応して生成するCsBO$$_{2}$$が再蒸発したことが原因であること、また、CsBO$$_{2}$$は環境中に放出後、逆反応を起こし、H$$_{3}$$BO$$_{3}$$が水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。

論文

Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data

日高 昭秀; 横山 裕也

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), p.819 - 829, 2017/08

AA2016-0500.pdf:0.44MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:15.68(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故の評価では、炉内事象と環境モニタリング測定との結びつきの議論が重要であるが、事故から6年近く経過した現在でも、両者の事象を統合的に扱った研究は必ずしも進んでいない。WSPEEDIコードと環境モニタリングデータから逆算で詳細化された$$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs比に基づき、福島事故後期における原子炉建家等の地下汚染水からの気液分配に基づく$$^{131}$$I放出量を再評価するとともに、これまで検討が行われなかった$$^{137}$$Cs放出挙動に関して化学形や放出機構等について検討した。原子炉建屋等の地下汚染水からの$$^{131}$$I放出量に関する再評価では、全ソースタームに対する地下汚染水からの$$^{131}$$I放出の寄与分は約10%となった。また、3/21$$sim$$3/23及び3/30$$sim$$3/31の$$^{131}$$I放出量に対する$$^{137}$$Cs放出量の超過は、炉心冷却水がわずかに不足したことに伴う炉心温度の再上昇により、制御材を起源として生成するCsBO$$_{2}$$の放出でほぼ説明できる見通しを得た。

報告書

THALES-2コードによるBWR Mark-IIを対象としたレベル3PSAのための系統的なソースターム解析

石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*

JAERI-Research 2005-021, 133 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-021.pdf:7.58MB

原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。本評価より、(1)格納容器が過圧破損に至る全ての解析ケースで環境へのCsI及びCsOHの放出割合は、0.01から0.1の範囲にあり、格納容器ベントによる管理放出ケースは、過圧破損ケースより1オーダー小さく、D/Wスプレイ復旧ケースは、さらに2オーダー小さい結果であった。さらに、(2)格納容器が炉心溶融より前に破損するか否かによってソースタームに影響を及ぼす支配因子が異なること,(3)AM策の1つである格納容器ベント策は、圧力抑制プールを経由させることができれば、環境へ放出されるヨウ素及びセシウムの低減策として有効であること等の結果及び知見が得られた。

論文

COSTA: A Computerized support system for emergency technical advisory body in Japan

小林 健介; 石神 努; 堀上 邦彦; 尾山 和雄; 秋山 敏弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(5), p.476 - 487, 1995/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.83(Nuclear Science & Technology)

原子力施設において緊急時に至るような万一の事故が発生した場合、国の緊急技術助言組織(以下、助言組織と称す)は、国の対策本部に対して技術助言を行うことになっている。この助言活動を実施するために、助言組織には原子力発電プラントに関する情報を記載した資料(常備資料と称す)が用意されている。常備資料は冊子体形式であり、かつその情報量が膨大であることから、その効率的な利用を図るために、計算機技術の利用が求められている。また、助言組織が損傷しているプラントの状態を把握し環境へのFP放出を予測することを支援する手法の開発が求められている。緊急時の助言組織の活動を支援することを目的に、常備資料を迅速にかつ効率よく利用することが出来るように、それらのデータベース化を行うとともに、多変量解析手法を用いて事象進展予測と環境へのFP放出予測を迅速に行う、エキスパートシステムを開発した。そして、データベースとエキスパートシステムを統合化し、計算機システムCOSTAとして整備した。COSTAの開発の第一段階を1992年度に終了した。本報は、COSTAの開発の現状を述べたものである。

論文

蒸気発生器伝熱管破損事象時のアクシデント・マネ-ジメントに係る解析

石神 努; 小林 健介

日本原子力学会誌, 35(6), p.549 - 560, 1993/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原研では、緊急時に緊急技術助言組織に有用な情報を提供することを目的とした緊急技術助言対応システムの開発を行っている。同システムに含まれている支援データベース(事故解析結果をデータベース化したもの)の整備の一環として、THALES/ARTコードを用いて2ループPWRプラントにおいて1本の蒸気発生器伝熱管破損を起因事象とする苛酷事故の解析を行い、運転員による回復操作が炉心の健全性保持および環境へのFP放出抑制に及ぼす効果を定量的に評価した。解析の結果、(1)ECCS(高圧注入系)が作動すれば、その流量が定格流量より少なくても炉心露出や炉心溶融の防止が可能であり、安全上の裕度が高いこと、(2)ECCSが作動しない場合でも、1次系の減圧操作により環境へのFP放出量の抑制が可能であること、がわかった。

口頭

Development of standard procedure for consequence analysis of criticality accident in fuel cycle facilities

山根 祐一; 阿部 仁

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故後、日本の再処理施設に対する規制基準が刷新され、臨界事故などの重大事故に対する事故対策とその有効性を評価することが求められている。この論文は臨界事故影響の最適評価に関する課題をまとめ、臨界事故におけるソースタームを評価する新しい手法を提案する。公衆と作業者の被ばく量の最適評価の観点から核燃料施設の臨界事故の特徴、例えば、短半減期核種の生成などについて記述する。これらの特徴に照らして、DOEハンドブックに記載されている五因子法に基づいて臨界事故時のソースタームの評価を行う方法を提案する。

口頭

Radionuclides release behaviors unique to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident

日高 昭秀

no journal, , 

During the Fukushima Daiichi NPP accident, I-131 release could have occurred from a large amount of contaminated water in the basements of Units 2 and 3 reactor buildings because of the gas-liquid partition of I-131 and steam generation from the accumulated water by decay heat. The chemical form of certain fraction of released Cs could have been CsBO$$_{2}$$, which was formed by reaction of CsOH with the boron originated from the B$$_{4}$$C absorbers. The chemical form could affect not only the Cs-137 source term but also the environmental transport behavior. Te-129m release behavior showed that the release from the containment vessel could be affected by the difference in failure location between the top or middle height of drywell without pool and the bottom of suppression pool where the pool scrubbing is expected. These findings have never been considered in most of the existing severe accident codes such as MELCOR that have been developed based on the findings of the TMI-2 accident.

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