並列タイトル等Inverse analysis of steam and hydrogen generation history of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station unit 3
一般注記福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。解析した期間は、炉内の水位が燃料有効部頂部(TAF)に到達してから、原子炉自動減圧システム(ADS)が作動して圧力容器(RPV)圧力が減少し始めるまでである。3月13日6:30頃以降ADS作動までのRPVとPCVの圧力挙動からこの間RPVからPCVへの漏洩があったと考えられるが、この漏洩経路と漏洩面積を複数のシナリオについて評価したところ、漏洩面積は高々1cm$^{2}$程度と評価された。この面積は開状態のSRVの流路断面積に比べて大幅に小さく、ADS作動後の主な蒸気の流れはSRVから圧力抑制室(S/C)を経由したものであったと推定される。
Steam and hydrogen generation history and gas leakage area are inversely evaluated by a thermal hydraulic analysis code GOTHIC. The analyzed period in the accident progression is from the arrival of reactor liquid level at the top of active fuel (TAF) until start of depressurization of reactor pressure vessel(RPV) by activation of automatic depressurization system(ADS). Based on the measured behaviors of the RPV and PCV pressures from 6:30 of March 13th until the ADS activation, some leakage from RPV to PCV is supposed during this period. The leakage path and area are inversely derived on plural possible accident scenarios. The leakage area are estimated to be no greater than 1 cm$^{2}$. This result suggests that the gas flow at the time of the main slumping would have been through S/C, where vapor condensation was effective, thus certain contribution of non-condensable gases like hydrogen seems necessary to explain the observed D/W pressure increase.
一次資料へのリンクURL/JAEA-Research-2019-004.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System