Microsoft PowerPoint - 部会企画セッション-内藤 pptx

シビアアクシデント解析コードの概要

日本原子力学会2015秋の大会

計算科学技術部会セッション

「シビアアクシデント解析の現状とChallenge

2015年9月9日

静岡大学 静岡キャンパス

内藤 正則

(一財)エネルギー総合工学研究所

発表の内容

1. 緒言

2. シビアアクシデント解析コードの構成

3. OECD/NEA BSAFプロジェクトの結果

4. 福島第一原子力発電所事故時の炉心崩壊熱除去の状況

5. 福島原発で見られた現象

6. SAMPSON解析結果

7. まとめ

1. 緒 言

原子力発電所で発生したシビアアクシデント

① 1979年3月28日：米国TMI‐2号機事故

• 一次冷却水の流出⇒ECCSの中断

• デブリは原子炉圧力容器内、圧力容器破損なし

• 国際原子力事象評価尺度：レベル5

② 1986年4月26日：ソビエト連邦(現ウクライナ)

チェルノブイリ原子力発電所4号機

• 黒鉛減速沸騰軽水圧力管型

• 出力暴走＋黒鉛の燃焼

• 国際原子力事象評価尺度：レベル7

③ 2011年3月11日：福島第一原子力発電所事故

• 炉心溶融、圧力容器破損、格納容器からの漏洩、

建屋破損(水素爆発)

• 国際原子力事象評価尺度：レベル7

シビアアクシデント解析

コードの開発・整備

現在のシビアアクシデント解析コードによって、福島原発の実測値を再現できるか？

In Vessel Ex Vessel 事故状態【ECCS、代替注水、格納容器スプレイ、RPV強制減圧等の 操作は境界条件】 FP放出 金属・水 反応 水素発生 SA解析コードによる 解析範囲 水素爆発 別コードで評価 PCV過圧 過温→損傷 RPV 損傷 炉心溶融・ 移行 炉心 過熱 ス ク ラ ム 通 常 運 転 被覆管 破裂 コリウム 流出

2. シビアアクシデント解析コードの構成 – 1/2

FP移行 沈着・壁面付着・ 再浮遊・スクラビング MCCI 水蒸気爆発

【構造材料の融点の取扱い：SAMPSONコードの例】

1,500 3,000 1,000 2,000 2,500 温 度 1,500 3,000 0 1,000 2,000 2,500 0 ℃ Ｋ  ジルカロイは高温になると水(水蒸気)と反応し、 多量の水素と熱を発生する。 2H₂O＋Zr⇒ZrO₂＋2H₂ ＋Q  発熱量(Q)は、燃料そのものから発生する崩壊 熱より大きいか、ほぼ同レベル程度

2. シビアアクシデント解析コードの構成 – 2/2

3,113 K: UO₂ 融点 2,980 K: 酸化ジルコニウムの融点 2,473 K: UO₂とジルコニウムの反応物の溶融温度 2,106 K: ジルカロイの融点 1,839 K: 鉄酸化物の融点 1,671 K: スティールの融点 1,500 K: B₄Cとスティールの反応物の溶融温度

1号機のRPV内水位

WL  to  TAF H2  gen. fuel  clad  fail cont.  blade  melt fuel  rod  melt h h h h h CIEMAT 2.77 3.74 3.8 4.10 4.40 EPRI 3.26 4.00 4.00 4.00 4.00 IAE 2.78 3.97 4.70 4.46 4.70 IBRAE 2.97 3.78 4.15 4.24 4.25 IRSN 1.63 2.03 2.52 2.63 [‐] KAERI 2.83 4.50 4.62 5.33 5.33 NRA 2.78 3.91 3.95 4.39 4.51 SNL 2.68 3.65 3.72 4.13 4.57 IC

operation decreasing _{water level} Differences of main core degradation events within 1 hour in the calculations

Time [h]

3. OECD/NEA BSAFプロジェクトの結果 – 1/3

【BSAF: Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station】 使用コード：MAAP、MELCOR、SAMPSON、ATHLET、 SOCRAT、ASTEC、THALES 発熱部 Ref. : Marco Pellegrini, “Benchmark Study of the Accident at  the Fukushima Daiichi NPS: Best Estimate Case Comparison”,  NURETH‐16, Track 7, Chicago, USA, Aug. 30 – Sep. 4, 2015

3. OECD/NEA BSAFプロジェクトの結果 – 2/3

1号機のRPV圧力

 原子炉水位の低下は、各機関とも大差なし。

 圧力変化は各機関によって大きな差がある。

Ref. : Marco Pellegrini, “Benchmark Study of the  Accident at the Fukushima Daiichi NPS: Best  Estimate Case Comparison”, NURETH‐16, Track 7,  Chicago, USA, Aug. 30 – Sep. 4, 2015

UNIT 1 UNIT 2 UNIT 3 1000 kg 350 kg 2000 kg 400 kg 1400 kg 350 kg

To

ta

l ge

n

e

ra

te

d

 H

2

[kg]

3. OECD/NEA BSAFプロジェクトの結果 – 3/3

炉内水素発生量

Ref. : Marco Pellegrini, “Benchmark  Study of the Accident at the  Fukushima Daiichi NPS: Best  Estimate Case Comparison”,  NURETH‐16, Track 7, Chicago, USA,  Aug. 30 – Sep. 4, 2015

原子炉スクラム後の経過時間 (h) 1 号機 3 号機 2 号機 0 0.5 1.0 90 : IC作動期間 逃し安全弁(SRV)の手動開放による原子炉減圧 水素爆発 淡水注入 (消防ポンプ) 海水注入 (消防ポンプ) 海水注入(消防ポンプ) 淡水注入(消防ポンプ) HPCI稼働

14h

11h

6.7h

RCIC稼働 RCIC 稼働 3/11 14:46  地震発生⇒原子炉スクラム、地滑りにより外部電源喪失⇒非常用DG起動 15:37–15:41  津波により、全交流電源喪失【1, 2号機は直流電源も喪失】 海水注入(消防ポンプ) 自動減圧系の作動による原子炉減圧 80 20 30 40 50 60 70 10 8.3 MW 7.7 MW 9.9 MW 水素爆発

4. 福島第一原子力発電所事故時の炉心崩壊熱除去の状況

(1) 原子炉圧力容器からドライウェルへの直接漏洩

W/W D/W RPV 制御棒 ハウジング ICMハウジング SRM/IRM ハウジング ：圧力境界 タービン W/W 主蒸気管 1 mm ガスケットの設計最高 温度：723 K (450 ℃) S/P W/W: ウェットウェル S/P: 圧力抑制プール 逃し安全弁フランジの ガスケット部からの漏洩 SRM/IRM ハウジングの 座屈による漏洩 主蒸気管の高温・ 高圧下でのクリープ損傷 溶融破損による デブリ流出 熱伝導式に基づく 溶融判定 100 50 0 座屈圧力 (MP a) 1,300 K 7 MPa 1,000 1,500 2,000 Temperature (K) Von Misesの 相関式

5. 福島原発で見られた現象 – 1/7

5. 福島原発で見られた現象 – 2/7

高温条件下、かつ設計最高圧力を超え る高圧下で、電線類の損傷を保護する シール材が弱まり、漏洩が増大【推定】 高温条件下、かつ設計最高圧力を超え る高圧下で、ガスケット（固定用シール） が弱まり、漏洩が増大【推定】 設計最高圧力を超える高圧下で、溶接 部に生じた亀裂が貫通して漏洩【推定】 （Operation Floor－運転階） 配管貫通部 （溶接部） マンホール 溶接部 溶接部 電線貫通部

(2) 格納容器からの漏洩と圧力挙動に与える影響因子

高温条件下、かつ設計最高圧力を超え る高圧下で、ガスケット（固定用シール） が弱まり、漏洩が増大【推定】 上蓋ボルト固定部 S/P温度成層化現象(水蒸気の不完全凝縮) 圧力抑制効果、スクラビング効果：減 トーラス室の冠水(2号機) PCV圧力低減効果

Low water  level: L2 High water  level: L8 RCIC water  Steam driven turbine Pump CST, or Suppression pool (1) RCIC had worked until Tsunami.   [RCIC valves were open.] (2) Loss of AC and DC powers due to Tsunami. (3) All RCIC valves were kept open.  [No signal to close the valves] (4) RCIC continued to operate without any control. (5) RPV water level became higher than L8, reached MSL. (6) RCIC had unexpectedly worked under two‐phase flow condition. Condition during accident (No DC power supply) (1) Transmission of L2 signal. (2) Automatic start of RCIC. (3) Transmission of L8 signal. (4) Automatic stop of RCIC. Original RCIC working logic [Premise: Continuation of DC power supply] •  RCIC of Unit‐2 had worked for 66 hours after scram even under two‐phase flow condition.   •  RCIC Part load operation was modelled based on energy balance. RCIC: Reactor Core Isolation Cooling System

(3)   2号機RCICの作動状況

5. 福島原発で見られた現象 – 3/7

 HPCI作動圧力範囲：8～1MPa  1MPa近傍でのHPCI性能？  HPCI停止後、運転員は再稼 働を試みたが失敗 【バッテリー不足(不安定)？、 低圧下での起動不可？】  HPCI作動中は炉内水位確保 の前提で解析  しかし、HPCI作動の後半から 注水流量が低下し、炉内水位 が徐々に低下していた可能性 が大きい 3号機は解析結果の不確かさが 極めて大きい HPCI  作動期間 RCIC  作動期間 DC電源による制御 (運転員による弁操作) 0 1 2 3 4 5 6 7 8 原子炉圧力 (MP a) 0 20 40 50 70 スクラム後の時間 (min) ADS 開 60 30 10 水素爆発 3/15 06:10

(4)   3号機HPCIの注水停止のタイミング

HPCI注水停止の 可能性

5. 福島原発で見られた現象 – 4/7

Fire Hose (d=60mm) Height: About 15 m (Equivalent to 0.15 MPa) Condensate  Storage Tank (0.1 MPa) Injection Line to RPV L≈20m, D=101.6 mm Branch Pipes   d=50.8 mm RPV (0.4 – 0.6 MPa) • The leakage paths were made public by  TEPCO on December, 2013  Unit‐1: 10 Branch Lines  Unit‐2:   4 Branch Lines  Unit‐3:   4 Branch Lines • The detailed dimensions of the branch  lines were still unknown. • The discharged mass flow rate from the fire pump was enough to remove decay heat, but a mass flow rate into the core was much less because of leakage from the branch pipes.   • A leak flow rate was calculated based on estimation of a pipe length, numbers of elbows,  friction losses, and the pump Q‐H curve.  (Uncertainty still remains.)

(5)   消防車注水の漏洩

5. 福島原発で見られた現象 – 5/7

0 1 2 3 4 5 6 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 Time after Scram (h) 0 20 40 60 80 100 120 140 RP V  Pr essur e  (MP a) Measured RPV Pressure 0:00 12:00 0:00 12:00 0:00 12:00 0:00 12:00 0:00 12:00 0:00 12:00 3/12 3/13 3/14 3/15 3/16 3/17 Wa te r  Mass  Flow  Ra te  (kg /s) Discharged Mass Flow Rate from the Pump (kg/s)  Mass Flow Rate into the Core (kg/s) 0.07～0.075 kg/s (4.2～4.5 kg/min)

(6)   消防車注水時の炉内流入水流量【1号機の計算例】

5. 福島原発で見られた現象 – 6/7

• 水位: 発熱部下端より下[Dry core]  • 溶融物は連続的に下部プレナムに落下【 Continuous  Drainage Pathways】 • 溶融物の一部は炉心板上、速度リミッタにおいて固化 TMI 事故 • 水位: 発熱下端より上[Wet core] • 炉心の一部は溶融したが、多量の 発生蒸気で冷却⇒強固なクラスト の形成 チャンネルボックス 制御棒案内管 炉心板 速度リミッタ 燃料棒 入口オリフィス (1) (2) (3) (4) (5) (6) Observed in the XR‐ test series at SNL* *: NUREG/CR‐6527  (Aug. 1997) 福島第一原発事故 SAMPSONによる XR‐2試験解析 炉心板より上 炉心板より下部 (1)+(2)      (3)         (4)        (5)       (6) 試験 9%       11%     11%      37%       37% 解析 _{7%       15%     15%      28%       43%} 試験で用いた物質：ステンレス,  B₄C, ジルカロイ (UO₂ は使っていない) 注記

(7) コリウムの移行経路に関する取扱い：SAMPSONの例

5. 福島原発で見られた現象 – 7/7

6. SAMPSON解析結果 – 1/3 (1号機 デブリの分布)

UO_{2 71,000} 61.8 % U₃O_{8 1,750 1.5 %} Zr 8,100 7.1 % ZrO_{2 15,900 13.8 %} Fe 14,100 12.3 % Fe₂O₃ 3,340 2.9 % B₄C 720 0.6 % 115,000 100.0 %

0

0 %

連続相

デブリ

[kg]

小計

粒子状

デブリ

[kg]

小計

合計

115,000 100.0 %

ペデスタル床上

RPV外貫通管表面

 RPV底部破損  燃料および炉心構成材料の100%が溶融  うち、95%はペデスタル床上にほぼ連続相として蓄積、5%はRPV外貫通管表面に付着  デブリがペデスタル床に落下した直後(スクラム後9.6時間、3/12 0:23)は、デブリはほとんど が粒子状であったが、消防車注水の遅れにより再溶融して最終的には連続相となった。 UO_{2 187} 3.1 % U₃O_{8 1 0.0 %} Zr 125 2.0 % ZrO_{2 304 5.0 %} Fe 5,110 83.4 % Fe₂O₃ 402 6.6 % B₄C 0 0.0 % 6,130 100.0 %

0

0 %

連続相

デブリ

[kg]

小計

粒子状

デブリ

[kg]

小計

合計

6,130 100.0 %

6. SAMPSON解析結果 – 2/3 (2号機 デブリの分布)

UO

₂

1,114

47.9 %

U

₃

O

₈

₁₀₅

_{4.5 %}

Zr

110

4.7 %

ZrO

₂

₁₆₅

_{7.1 %}

Fe

556

23.9 %

Fe

₂

O

₃

263

11.3 %

B

₄

C

12

0.5 %

2,325 100.0 %

0

0 %

連続相

デブリ

[kg]

小計

粒子状

デブリ

[kg]

小計

合計

2,325 100.0 %

炉心部

UO_{2 175} 0.2 % U₃O_{8 279 0.3 %} Zr 5 0.0 % ZrO_{2 10 0.0 %} Fe 236 0.3 % Fe₂O₃ 170 0.2 % B₄C 0 0.0 % 875 1.0 %

83,614

99.0 %

連続相

デブリ

[kg]

小計

粒子状

デブリ

[kg]

小計

合計

84,489 100.0 %

UO₂ 41,154 48.7 % U₃O_{8 3,865 4.6 %} Zr _{10,967 13.0 %} ZrO_{2 16,493 19.5 %} Fe 6,949 8.2 % Fe₂O₃ 3,280 3.9 % B₄C 908 1.1 %

下部プレナム

 RPV底部は破損しないが、消防車による炉心 注水流量の影響が大きく、結果の不確かさ大  燃料および炉心構成材料の約50%が溶融し、 そのほとんどは下部プレナムに粒子状で蓄積

6. SAMPSON解析結果 – 3/3 (3号機 デブリの分布)

UO_{2 1,090} 7.5 % U₃O_{8 18 0.1 %} Zr 918 6.3 % ZrO_{2 647 4.5 %} Fe 9,920 68.3 % Fe₂O₃ 1,940 13.4 % B₄C 0 0.0 % 14,500 100.0 %

0

0 %

連続相

デブリ

[kg]

小計

粒子状

デブリ

[kg]

小計

合計

14,500 100.0 %

RPV外貫通管表面

UO_{2 134} 0.1 % U₃O_{8 2 0.0 %} Zr 125 0.1 % ZrO_{2 88 0.1 %} Fe 6,890 4.0 % Fe₂O₃ 1,350 0.8 % B₄C 0 0.0 % 8,590 5.0 %

164,000

95.0 %

連続相

デブリ

[kg]

小計

粒子状

デブリ

[kg]

小計

合計

173,000 100.0 %

UO₂ 116,000 67.3 % U₃O_{8 1,460 0.9 %} Zr 9,220 5.3 % ZrO_{2 32,000 18.6 %} Fe 2,810 1.6 % Fe₂O₃ 1,320 0.8 % B₄C 959 0.6 %

ペデスタル床上

 RPV底部破損  燃料および炉心構成材料の100%が溶融  うち、92%はペデスタル床上にほぼ粒子状 で蓄積、8%はRPV外貫通管表面に付着

7. まとめ

1. これまでのシビアアクシデント解析コードに機能追加が必要な点  炉内計装管の座屈、溶融モデル  主蒸気管のクリープ損傷およびSRVガスケットの高温劣化による漏洩  格納容器からの漏洩モデル  圧力抑制プールにおける温度成層化現象のモデル  高温下でのスクラビング効果  RCIC、HPCIの部分負荷モデル  (消防車による炉内注水流量の評価)・・・福島原発固有？ 2. 福島第一原子力発電所におけるデブリの状況 ① 1号機  RPV底部損傷によりデブリは95%がペデスタル床に落下  残り5%のデブリは、RPV外の貫通管表面に付着 ② 2号機  RPVは損傷せず、炉内の約50%がデブリとなって下部プレナムに蓄積  ただし、消防車による炉内注水流量の影響が大きく、結果の不確かさ大 ③ 3号機  RPV底部損傷によりデブリは92%がペデスタル床に落下  残り8%のデブリは、RPV外の貫通管表面に付着