「OECD/NEA/CSNIでのデブリ分析」の版間の差分

提供：debrisWiki
ナビゲーションに移動 検索に移動
429行目: 429行目:
|20.44
|20.44
|7.22
|7.22
| -
|-
|M11-P2
| rowspan="6" |溶融凝固層の
破砕後デブリ
|1075
|7.6
| rowspan="5" |'''JAEA（日）'''
| rowspan="5" | -
|-
|M11-P10
|63
|8.4
|-
|H9/K9-P4
|26
|7.7
|-
|H9/K9-P5
|31
|7.0
|-
|H9/K9-P6
|74
|8.1
|-
|H9/K9-P9
|24
|7.3
|KAERI（韓）
| -
| -
|-
|-
|
|
|
|
|残留長さ（cm）
|輸送部分（cm）
|
|
|
|
|
|
|-
|-
|
|D4-R9
|
| rowspan="10" |切り株燃料棒
|
|123
|
|10～20
|
38～48
|
64～74
107～117
| -
|INEL
|-
|D4-R12
|122
|11～21
38～48
56～66
107～117
|'''JAEA（日）'''
| -
|-
|D8-R4
ガドリニア燃料
|69
|13～23
| -
|INEL
|-
|G8-R9
|64
|11～21
28～38
43～53
| -
|INEL
|-
|G12-R4
|105
|13～23
38～48
74～84
| -
|ANL-E
|-
|G12-R8-8
|105
|91.5～101.5
|CNL（加）
| -
|-
|K9-R5
|42
|11～21
22～32
32～42
| -
|INEL
|-
|K9-R9
|41
|10～20
23～33
33～41
| -
|ANL-E
|-
|K9-R14
|51
|23～33
33～43
|AEA-T（英）
| -
|-
|N12-R11
|113
|63.5～73.5
96.5～106.5
|PSI（スイス）
| -
|-
|D4-R8
| rowspan="5" |制御棒、案内管
|122
|11.5～21.5
33～43
66～76
104～114
| -
|INEL
|-
|K9-R13
|49.5
|5～15
20～30
36～46
| -
|INEL
|-
|N12-R7
|117
|107～117
| -
|INEL
|-
|N12-R13
|52
|5～15
25～35
46～56
| -
|ANL-E
|-
|O7-R7
デブリ付着
|74
|64～74
| -
|INEL
|-
|G8-R11
| rowspan="5" |可燃性毒物棒、案内管
|30.5
|10～20
| -
|INEL
|-
|G12-R13-2
|88
|20～30
| -
|INEL
|-
|-
|
|G12-R13-4
|
|88
|
|56～66
|
|KIT（独）
|
| -
|
|-
|-
|
|R12-R16
|
|98
|
|23～33
|
56～66
|
|KIT（独）
|
| -
|-
|-
|
|N5-R7
|
|122
|
|5～15
|
48～58
|
76～86
|
99～109
| -
|ANL-E
|-
|-
|
|G8-R3
|
デブリ付着
|
| rowspan="4" |計装管
|
|56
|
|4～14
|
16.5～17.5
36～46
| -
|INEL
|-
|-
|
|G12-R12
|
デブリ付着
|
|113
|
|8～18
|
28～38
|
69～79
97～107
|'''JAEA（日）'''
| -
|-
|-
|
|K9-R4
|
|39
|
|10～20
|
25～35
|
|'''JAEA（日）'''
|
| -
|-
|-
|
|N5-R15
|
|60
|
|25～35
|
| -
|
|INEL
|
|}
|}


2025年12月9日 (火) 10:06時点における版

　OECD/NEA/CSNIの枠組みで、下部ヘッドサンプルや下部プレナムハードデブリサンプルに関するVIPプロジェクト[1]とは別に、TMI-2炉心部のデブリが各国の研究機関に送付され、分析が行われた[2]。この項目では、その概要をまとめる。

　分析結果に基づいて、事故時の圧力容器内での炉心物質のふるまいに関する知見が整理されている[2]。知見整理にあたっては、LOFT（Loss-of-Fluid Test）[3]やPBF（Power Burst Facility）[4]といった大規模模擬試験で得られた知見との比較や、炉心物質相互の反応試験[5]の結果も参照された。

　このデブリ分析プロジェクトには、カナダ、ドイツ、フランス、スウェーデン、スイス、英国、米国、日本、韓国が参画している。日本からは、日本原子力研究所が代表機関として参画した。契約手続きの遅れなどのため、参考文献[2]には、日本と韓国の分析結果は掲載されていない。

デブリサンプルの区分け

　図１にコアボーリングサンプルの採集位置を示す[6]。このうち、溶融凝固層とクラスト層が回収された炉心中央～中間の５本のボーリングサンプルからデブリ粒子が取り出され、各機関に輸送された[2]。表１に、各機関に輸送されたサンプルの概要をまとめる[2]。＃機関名は、現在の名称（略称）に修正

表１　TMI-2サンプルリスト（各機関への分配）[2]
サンプルID 採集位置 重量（g） 粒子の密度（g/cm3） 送付先（CSNIプロジェクト） 送付先（米国内）
D8-P1 下部クラスト 632 7.05 KIT（独）、CEA（仏）、CNL（加） ANL-E、INEL
D8-P2 周辺クラスト 494 7.59 JRC-KA（欧）、JAEA（日）、KAERI（韓） INEL
D8-P3 上部クラスト 746 9.74 JRC-KA（欧）、JAEA（日）、AEA-T（英）、Studsvik（スウェーデン） INEL
D8-P11 上部クラスト 1847 8.24 JAEA（日）、PSI（スイス） INEL
G12-P1 溶融凝固層 513 7.57 KIT（独）、AEA-T（英）、Studsvik（スウェーデン）、CEA（仏）、JAEA（日）、CNL（加） ANL-E、INEL
K9-P1 下部クラスト 1303 7.21 AEA-T（英）、KAERI（韓）、KIT（独）、CNL（加） ANL-E、INEL
K9-P2 上部クラスト 913 7.87 KIT（独）、AEA-T（英）、KAERI（韓）、PSI（スイス） ANL-E、INEL
O7-P4 上部/周辺クラスト 728 8.78 JAEA（日）、KIT（独）、JRC-KA（欧） INEL
D4-P2-D 溶融凝固層 27.2 - - ANL-E
D4-P2-A 19.7 8.9 - INEL
D4-P2-B 19.1 - AEA-T（英） -
D4-P2-C 6.8 9.4 JAEA（日） -
D8-P4-A 67.98 8.67 - INEL
D8-P4-D 62.02 - - ANL-E
D8-P4-B 51.84 - CNL（加） -
D8-P4-C 37.63 7.77 - INEL
G8-P10-A 268.60 8.24 - INEL
G8-P7-A 198.00 7.35
G8-P9-A 163.20 7.34
G8-P6-B 157.80 7.62
G8-P5-B 120.00 7.96
G8-P8-A 118.50 7.40
G8-P4-B 60.49 - - ANL-E
G8-P4-A 55.14 7.45 KIT（独） -
G8-P5-A 50.06 -
G8-P8-C 50.03 - PSI（スイス） -
G8-P7-B 38.45 - - ANL-E
G8-P7-C 36.10 8.80 - INEL
G8-P9-B 33.78 - - ANL-E
G8-P6-A 21.10 7.69 JAEA（日） -
G12-P9-A 132.18 7.65 - INEL
G12-P4-A 90.48 7.84
G12-P8-A 82.16 - - ANL-E
G12-P10-A 64.28 - JRTC-KA（欧） -
G12-P2-B 60.93 8.47 - INEL
G12-P10-B 54.65 - Studsvik（スウェーデン） -
G12-P8-B 48.93 7.66 JAEA（日） -
G12-P2-E 46.71 - JRC-KA（欧） -
G12-P3-A 45.41 7.70 JAEA（日） -
G12-P2-D 40.93 8.33 -
G12-P6-E 36.92 - JRC-KA（欧） -
G12-P9-B 33.54 - JRC-KA（欧） -
G12-P10-C 28.95 - KIT（独） -
K9-P3-L 75.55 - - ANL-E
K9-P4-G 67.73 - CNL（加） -
K9-P4-D 61.34 6.92 - INEL
K9-P3-A 55.80 7.56
K9-P3-D 43.82 7.44
K9-P3-M 41.63 7.50 CEA（仏） -
K9-P3-C 37.73 - KAERI（韓） -
K9-P4-M 33.56 - - ANL-E
K9-P4-J 26.83 -
K9-P3-F 26.68 7.78 - INEL
K9-P4-A 24.33 - KAERI（韓） -
K9-P3-G 23.97 - AEA-T（英） -
K9-P3-B 19.47 - KIT（独） -
K9-P4-C 18.85 -
N5-P1-D 35.55 8.28 - INEL
N5-P1-H 22.25 9.09
N5-P1-F 18.06 - JAEA（日） -
N5-P1-A 10.50 7.97 - INEL
N5-P1-E 10.34 - JRC-KA（欧） -
N5-P1-B 5.97 - KIT（独） -
N12-P1-A 145.64 - - ANL-E
N12-P1-B 0.66 - JAEA（日） -
O7-P6 76.03 5.43 - INEL
O7-P5 34.45 - CEA（仏） -
O7-P8-B 21.80 - KIT（独） -
O7-P1-A 4.48 7.61 JAEA（日） INEL
O7-P3 - - KIT（独） -
O9-P1-A 30.00 6.91 - INEL
O9-P1-B 20.44 7.22 -
M11-P2 溶融凝固層の

破砕後デブリ

1075 7.6 JAEA（日） -
M11-P10 63 8.4
H9/K9-P4 26 7.7
H9/K9-P5 31 7.0
H9/K9-P6 74 8.1
H9/K9-P9 24 7.3 KAERI（韓） -
残留長さ（cm） 輸送部分（cm）
D4-R9 切り株燃料棒 123 10～20

38～48 64～74 107～117

- INEL
D4-R12 122 11～21

38～48 56～66 107～117

JAEA（日） -
D8-R4

ガドリニア燃料

69 13～23 - INEL
G8-R9 64 11～21

28～38 43～53

- INEL
G12-R4 105 13～23

38～48 74～84

- ANL-E
G12-R8-8 105 91.5～101.5 CNL（加） -
K9-R5 42 11～21

22～32 32～42

- INEL
K9-R9 41 10～20

23～33 33～41

- ANL-E
K9-R14 51 23～33

33～43

AEA-T（英） -
N12-R11 113 63.5～73.5

96.5～106.5

PSI（スイス） -
D4-R8 制御棒、案内管 122 11.5～21.5

33～43 66～76 104～114

- INEL
K9-R13 49.5 5～15

20～30 36～46

- INEL
N12-R7 117 107～117 - INEL
N12-R13 52 5～15

25～35 46～56

- ANL-E
O7-R7

デブリ付着

74 64～74 - INEL
G8-R11 可燃性毒物棒、案内管 30.5 10～20 - INEL
G12-R13-2 88 20～30 - INEL
G12-R13-4 88 56～66 KIT（独） -
R12-R16 98 23～33

56～66

KIT（独） -
N5-R7 122 5～15

48～58 76～86 99～109

- ANL-E
G8-R3

デブリ付着

計装管 56 4～14

16.5～17.5 36～46

- INEL
G12-R12

デブリ付着

113 8～18

28～38 69～79 97～107

JAEA（日） -
K9-R4 39 10～20

25～35

JAEA（日） -
N5-R15 60 25～35 - INEL

参考文献

[1] A.M. Rubin, Overview and Organization of Three Mile Island Unit 2 Vessel Investigation Project, 1994.

[2] D.W. Akers et al., TMI-2 Examination results from the OECD-CSNI program, vol.1, EGG-OECD-9168, 1992.

[3] S.M. Jensen et al., Postirradiation Examination Data and Analyses for OECD LOFT Fission Product Experiment LP-FP-2, vol. 1 and 2, OECD-LOFT-T-3810, 1989.

[4] D.A. Petti et al., Power Burst Facility (PBF) Severe Fuel Damage Test 1-4 Test Results Report, NUREG/CR-5163, EGG-2542, 1989.

[5] P. Hofmann et al., Reactor Core Material Interactions at Very High Temperatures, Nucl. Technol. 87 (1989) 146-186.

[6] E.L. Tolman, TMI-2 Core Bore Acquisition Summary Report, EGG-TMI-7385, rev. 1, 1987.

「https://fdada-plus.info/wiki/index.php?title=OECD/NEA/CSNIでのデブリ分析&oldid=22673」から取得