Numerical analysis of a potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure mechanism in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit-2

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

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111217

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.

周辺プラズマ研究のITERへの展開

嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.222 - 226, 2004/03

https://doi.org/10.1585/jspf.80.222

周辺プラズマ及びプラズマ・壁相互作用に関する研究の目的について述べるとともに、ITERのダイバータ性能の予測について議論する。また材料やトリチウム吸蔵,ELMやディスラプションのような過渡的現象に伴うプラズマ・壁相互作用に関する研究の主要な課題について議論する。さらに、ITERプラズマの予測法や制御法を確立するための研究開発の戦略について議論する。

Comparison of HTGR fuel design, manufacture and quality control methods between Japan and China

Fu, X.*; 高橋 昌史; 植田 祥平; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-049, 35 Pages, 2002/05

JAERI-Tech-2002-049.pdf:3.01MB

日本のHTTR用初装荷燃料は1995年より原子燃料工業(株)で製造を開始し、HTTRは1998年に臨界となった。一方、中国では清華大学のINET(Institute of Nuclear Energy Technology)にて10MWの高温ガス炉(HTR-10)建設と並行して、燃料製造が進められた。この結果、HTR-10は2000年12月に臨界に達した。日本のHTTRと中国のHTR-10では燃料型式がそれぞれピンインブロック型,ペブルベッド型と異なっているが、いずれもTRISO粒子である被覆燃料粒子のように似通った部分もある。本報は日本と中国における燃料設計の違い,製造方法の違い,品質保証方法の違いを比較検討し、まとめたものである。

ITER physics basis, 4; Power and particle control

ダイバータ専門家グループ; ダイバータモデリングとデータベースグループ

Nuclear Fusion, 39(12), p.2391 - 2469, 1999/00

https://doi.org/10.1088/0029-5515/39/12/304

本報告書の内容は以下の通りである。ダイバータ物理の理論面では、スクレープオフ層及びダイバータにおける粒子とエネルギー輸送及び原子過程やダイバータ運転領域及びそれにかかわるダイバータ形状の影響について議論している。報告書ではダイバータ実験の結果の議論に重点を置き、不純物放射、水素原子過程、デタッチメント過程の実験を詳細にまとめている。今後の課題として残るものとして、ELMによるパルス的な熱流束が材料の損耗に対して重要であり、熱除去の方法が必要であることを指摘している。R&D活動中に大きな進展があったダイバータモデリングに関しては、プラズマ及び中性粒子の2次元輸送モデルの基本的な説明を行い、スクレープオフ層及びダイバータにおける輸送、不純物の発生と輸送、デタッチメント物理、ELM挙動に関してのモデルの評価を行っている。ダイバータ材料(カーボンタイル、ベリリウム、タングステン)に関しては、損耗評価、損耗と再吸着について述べ、材料の寿命の評価を行っている。

エアフィルタの性能試験粒子

池沢 芳夫

空気清浄, 28(3), p.630 - 647, 1990/08

エアフィルタを用いた空気浄化装置の性能は、粒子捕集率、粒子保持容量、圧力損失の3項目が最も重要な要素である。これらの性能は、試験に用いられる粒子の種類や粒度分布によって異なる。したがって、エアフィルタの性能試験は、選定したエアフィルタの除去対象となる粒子の基本特性(物理化学的特性、組成、粒度分布など)に適合した試験粒子を用いて行うことが極めて重要となる。本報では、エアフィルタの性能試験に用いられる粒子の基本特性、各種試験法に用いられる試験粒子の特徴などを述べる。

JT-60 divertor pumping system and its initial operation in ohmically heated divertor discharges

安東 俊郎; 中村 博雄; 吉田 英俊; 砂押 秀則; 新井 貴; 秋野 昇; 廣木 成治; 山本 正弘; 大久保 実; 清水 正臣*; et al.

Proc. 14th Symp. on Fusion Technology, 1986, Vol.1, p.615 - 620, 1987/00

JT-60ダイバータ室粒子排気装置は、中性粒子入射加熱時における過度のプラズマ密度上昇を防止することを目的として設置された。本装置は4系統のZr/Alゲッターポンプから構成され、各系統には3台のSORB-AC C-500ゲッターカートリッジが取り付けられ、各々ダイバータ室へ接続されている。また、ダイバータ室粒子がトーラス主排気ポートへ流入され易くするように、真空管容器内に排気促進板を取り付けるとともに、ダイバータ室圧力を高めるために、ダイバータ室と主プラズマ容器との間にバッフル板を取り付けた。本排気装置は水素に対して約5m/sの排気速度を有することを確認した。また、JT-60ジュール加熱ダイバータ放電において、ダイバータ室圧力がプラズマ電子密度の約2乗に比例して上昇すること、平均電子密度が約110mになれば、中性粒子入射によるものとほぼ同程度の粒子を排気可能なことがわかった。

Analysis of pumping requirement for exhausting duct in close vicinity of divertor in tokamak reactor

斉藤 誠次*; 杉原 正芳; 藤沢 登; 阿部 哲也; 上田 孝寿*

Nucl.Technol./Fusion, 4, p.498 - 507, 1983/00

核融合炉のダイバータ室内における中性粒子の挙動を解析し、ヘリウム排気に必要な排気速度を評価するために、モンテカルロ法により中性粒子の密度分布および温度分布を計算するプログラムを開発した。特に、排気ダクト内の中性粒子の挙動を合わせて解析できるプログラム構成とし、排気ダクトに流入する高温の中性粒子が排気効率に及ぼす影響を詳細に解析した。INTORを対象とした数値計算では、ダイバータ内のスクレイプオフプラズマの密度が10/cmを超えると、必要排気速度は10l/S以下と極めて低くできる可能性を示した。