T M imtfccommmt • twa^* - International Nuclear Information ...

JAERI-M B 3 73

T M i mtfccommmt • twa^*

1 9 7 9 ^ 5 H

TM I ViftiPffi^X? • 7 * - X

H * m * * w n m Japan Atomic Energy Research Institute

~AERI 田 M

8 373

TMI事故の技術的検討・評価報告書

1 9 7 9年 5月

安全性試験研究センターTMI事故評価タスク・フォース

日本原子力研究所Japan Atomic Energy Research Institute

3com^rWli, BÎKT-AWjfEHlf^"JAERI-M I ' . f - ^ L T , ^SEMICWTLX t<3>

JAERI-M reports, issued irregularly, describe the results of research works carried out in JAERI. Inquiries about the availability of reports and their reproduction should be addressed to Division of Technical Information, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken, Japan.

この報告書Iム日本原子力研究所が JAERl.Mレポートとして，不定期に刊行Lている

研究報告書子です.入手.複製などのお間合わせは.日本原子力研究所技術情報部(茨城県

那珂郡東海村)あて.お申しこしください

JAERI.M reports， i5.!ued irregularJy， describe the results oI research works carried out

in JAERI. Inquiries ，about the availabiJity of reports and their reproduction should be

I!ddressed to Division'of Technical Information， Japan Atom:c Energy Research Institute，

Tokai.mur;t， Naka.gun， lbaraki.ken， Japan.

JAERI-M 83 7 3

TMI*tk<D&ffimmm • mmm^m

B*m* tin/mm M.mm$Lffi g^mmm®.***-TM I Jfri&fFffi^-*^ • 7*~x

( 1 9 7 9 $ 5 f l l 7 a g i )

TMI - 2 ©**§££»*?S^*«fc TM I - 2 ©*Sc(C^^.-C8J83l<CNRCa» t,§8SI;5

a&©Sfi&g*4#iB<5*i-t &.

JAERI-M 8373

TMI事故の技術的検討・評価報告書

日本原子力研究所東海研究所安全性試験研究セ Y ター

TM 1事故評価 Fスク・フォース

( 1 9 7 9年 5月 17日受理)

TMI-2の最終安全解析報告書と TMI-2の事故について初期(l(NRCから発表さ

れた有力友情報をもと(1(， TMI-2事故の技術的検討を行った速報的報告書である。内

容は.事故の時間経過を含む事故状態の総括的解析と.炉心なよび 1次系の熱水力的挙動.

燃料破損Kいたる挙動.水素発生と水素爆発，放射性物質の放出径路など事故と密接に関

連した主要な技術的項目の検討がら成っている o 附録(1(，主要念技術的項目を検討するた

めの基礎資料が記されている。

JAERI-M 8373

Prompt technical assessments of the TMI-2 accident by JAERI Task Force

Task Force for Assessment of TMI-2 Accident Reactor Safety Research Center, Tokai R<?serch Establishment, JAERI

(Received May 17, 1979)

This presents technical assessments for the TMI-2 accident made on the basis of early information sources;i.e."the final safety analysis report of Three Mile Island Nuclear Station, Unit 2 "Docket 50320 -73 ~ 82, issued in April 1974, and "Staff briefing on generic implications in Three Mile Island incident", an unoffical transcript of the public meeting held on April 4, 1979 in NRC offices. Presented are general analysis of the accident with its graphical chronology and technical assessments of the important items such as thermal and hydraulic behaviors in the core and primary cooling system, fuel failure behaviours, hydrogen generation resulting in prissure spikes*and radioactive material release processes. In the appendices are given hypothetical or idealized numerical calculations to evaluate quantiatively the accident conditions.

Keywords: TMI-2 Reactor, Relief-valve, Fuel Failure, Thermal and Hydraulic Behaviors., Reactor Accident, Feed-Water Transient Hydrogen Generation, ECCS, Fission Product Release,

JAERI-M 8373

Prompt technica1 assessmen七5 of the TMI-2 acciden七

by JAERI Task Force

Task Force for Assessment of TMI-2 Accident

Reactor Safety Research Cen七er，Tokai R~serch

Estab1ishment， JAERI (Received May 17， 1979)

This presen七s technica1 assessments for the TM工-2accident

made on the basis of ear1y information sources;i.e."七hefina1 safe-

ty ana1ysis report of Three Mi1e Is1and Nuc1ear Station， Unit 2

"Docket 50320 -73 州 82，issued in April 1974， and "Staff briefing on generic implica七ionsin Three Mile Island incident"， an unoffical 七ranscriptof the pub1ic meeting he1d on Apri1 4， 1979 in NRC offices. Presen七edare general analysis of the accident with its graphical

chronology and technical assessments of the importan七 itemssuch as

therma1 and hydrau1ic behaviors in the core and primary coo1ing

system， fuel failure behaviours， hydrogen generation resulting in prissure spikesTand radioac七ivematerial re1.ease processes. In七he

appendices are given hypothetical or idealized numerical calcu1ations

七o evaluate quan七iative1ythe accident conditions.

Keywords: TM工ー2Reactor， Relief-va1ve， Fuel Failure， Thermal and Hydraulic Behaviors#Reactor Acr.ident， Feed-Water Transient Hydrogen Generation， ECCS， Fiζsion Product Release，

JAERI-M 8 37 3

ft * 1 1. ml m & Pr 4

2. * f t t t f l 0 l6£ t t f f* f 5 3. £&**$ It £-tf <&£«£§ ©SiftlftfFtt 29

3. 1 fp,iitr JLXfi—#.&<D&Wi 29

3.1. 1 Pib%>fc& 29 3.1. 2 SQ^mmtl<D^h 3 0 3.1. 3 to£%s&Lftfrb<Dmttiffi.M 31 3. 1.4 JnBEHTkffiff-©^*) •• 31

a 2 mnomwi 3 4 3. 2. 1 TMI - 2 ©M #*&£•# 3 4 3.2. 2 T M I $ f t ^ f O i f i © * * t ^ 35

3.3 ^m^îtzm-t^mm 40 3. 3. 1 *Sl©§S£lCOV>T 4 0 3. 3. 2 &m<D&Hi t **JS§B 4 2 3.3.3 mm®mftEEj]±a 44

3. 4 &&&&&&& 4 6 4. t t to 4 9

A. l &&&2 0fttr<D-#.%ffi#UBtt18m*>'7-C<O** *7---ya y %I*EK-OV±-X 53

A. 2 -fcmmnxyô** *v---y 3 yi&tkomm 57 A. 3 DNB£*8K©FF1I ! 6 2 A. 4 F'b&JiTk&ik&toh&ftM J 64 A. 5 ^SHCJ:««^#<0^*P i 65 A. 6 mfctKOmtK J:**--!" Kfi©£fk 6 7 A. 7 S Q ^ ^ 6 A f i T © * ! £ ( - ? r © 1 ) • 69 A. 8 SGm&mDi&T(Dm&(Z<D2 ) 7 1 A. 9 J n E S a b # ^ b O f i E W ^ * © « l ^ ( * © l ) 73 A. 10 flqE#ff&L#^fe©iifSttSfit*©#£:e<'-to 2 ) 75 A. 11 JflffiHi»L#^bOfliittJflE»©JS^( e © 3 ) 77

(1)

JAERI -M 8373

目次

序文…...・H ・....・H ・-……・・

1. 前提条件 H ・H ・-……........………....・H ・...・H ・U".・H ・...・H ・...........・H ・…....・ H ・-…...・H ・-………・・ 4

2. 事故状態の総括的解析日.........・....……'"・H ・-… H ・H ・.....・H ・.......・H ・-…・…......・H ・-…H ・H ・H ・..… 5

3. 事故状態Vζお‘ける主要項目の技術的評価…..，・H ・-………....・H ・...・H ・-………・H ・M ・-…・・H ・H ・ 29

3. 1 炉心b よび一次系の挙動……...・H ・-……...・H ・-………………………...・H ・-…....・H ・.. 29

3. 1. 1 炉心熱伝達……………………H ・H ・....・H ・-…....・H ・...・H ・...・H ・.....・H ・....・H ・H ・H ・......... 29

3.1.2 SG除熱能力の変化...........・H ・....・H ・-……...・H ・....・H ・-…...・H ・-…...・H ・....・H ・-…….. 30

3. 1. 3 加圧器逃し弁からの流出流量…...・H ・....・H ・-……..，・H ・....・H ・-…H ・H ・H ・...・M ・....・ H ・... 31

3. 1. 4 加圧器水位計の挙動…....・H ・....・H ・H ・...・H ・.....・H ・.....・H ・H ・.....・H ・"・…...・M ・-……...・H ・ 31

3.2 燃料の挙動....・H ・...・H ・.........・H ・....・H ・H ・H ・.....・H ・...・H ・H ・.....・H ・....・ H ・...・H ・....・H ・....・H ・....・H ・-… 34

3.2.1 TMI-2の燃料集合体 H ・H ・-…........……・H ・H ・-…'"・H ・....・H ・.....・H ・...・H ・-……….. 34

3.2.2 TMI事故時の燃料のふるまい……....・H ・-…....・H ・-・・・凶......…...・H ・-…………… 35

3.3 格納容器K関する挙動....・H ・....・H ・"・・....・H ・.......・H ・'"・H ・.....・H ・-…H ・H ・......・H ・.....・H ・-…'" 4 0

3. 3. 1 水素の発生Kついて……・ H ・H ・............・H ・-…....・H ・.，.・H ・....・H ・-……...・H ・-……….. 40

3.'3.2 水素の放出と水素爆発・・H ・H ・....・H ・...0・H ・.....・H ・...・H ・.....・H ・...・H ・-…..，・M ・-…....・H ・-…・・ 42

3.3.3 格納容器内圧力上昇……....・H ・..…...・H ・...・H ・H ・.....・H ・.......・H ・...・H ・...・H ・........・H ・-…. 44

3.4 放射能放出経路........・H ・..………“H ・H ・-……-…H ・H ・.....・H ・H ・.....・H ・H ・....・H ・.....・H ・'"・H ・... 46

4. まとめ H ・H ・H ・H ・.....・H ・........・H ・....・H ・...・H ・...….............・H ・0040.・H ・-…・・…...・H ・...・H ・....・H ・...・H ・.. 49

付録目次

A. 1 事故後 20分までの一次系流体温度と循環ポンプでのキャピテーション

A. 2

A. 3

A. 4

A. 5

A. 6

A. 7

A. 8

A. 9

A. 10

発生Kついて........・H ・-…...・H ・...・H ・.....・H ・-…....・H ・...・H ・-…........・H ・-…..，・H ・....・H ・.....・H ・. 53

一次系循環ポ Y プのキャピテ-'i/ョン特性の推察....・H ・....・H ・-…・H ・H ・-…...・ H ・-… 57

DNB余裕度の評価 ....・H ・........……........・H ・...・H ・-…..........・H ・..…・H ・H ・-…・・……ペ 62

炉心保有水が失念われる時間 H ・H ・H ・.....・H ・H ・.....・H ・H ・...・H ・…H ・H ・....・H ・...・H ・....…"1 64

蒸気Kよる燃料棒の冷却…...・H ・-………………H ・H ・-….........…....・H ・-…・H ・H ・...・H ・ 65

系圧力の変化vr.よるポイド量の変化 H ・H ・.....・H ・...・H ・....・H ・H ・......・H ・H ・.....・H ・..… H ・H ・ 67

SG除熱能力低下の推定(その 1)……“H ・H ・..….日…….. 山....……....…….. …...日…….日…...日…….. …....……..…….…….日…….日...…….川山...……....日.吋 69

SG除熱能力低下の推定(その 2) .. …… .. 一....……....…….. ….日...…….. …...…….日…....…….日.. …….日…...…….. ….“ .. … .. …....…….日….. 山….. “...・H ・.......・H ・...・H ・.. 71

加圧器逃じ弁からの流出流量の推定(その 1) ..・H ・-……....・...…........………・川 73

加圧器逃し弁からの流出流量の推定(その 2) ……...・H ・-….........…………… 75

A.ll 加圧器逃し弁からの流出流量の錐定(その 3) ・H ・H ・-…....・H ・...・H ・.....・H ・...・H ・-… 77

(1)

JAERI-M 83 73

A . 12 B C ^ x y? *y?frb<D*-'<-7 a-JUt * * fi E.t\<D&% 78 A . 13 flnffiii&L#ri>&>©fflEttlSfe*©#i56(-?r©4 ) 83

A . 1 4 i l E S A * ( H P I ) <D&Affim<Dm%. 84

A . 15 •jp,b&V~&%<DffiB8lte®fM 8 8 A . 1 6 H P I © f f i A S t e M © ^ 89 A . 17 £ i ! f r&2l$Hfc*"« t* -2 fc*J i fe#©H* ' ' ' : ?> '* 92 A . 1 8 »&§8&^fi§&«©$L5£ 95 A . 19 Mm&ftFP #*•&!&*, # c W « & f > * H e S f i - # : l ¥ 97 A . 2 0 &U-<i/*, h f f > © F P # ^ O a t 102 A . 2 1 Zr - * R l S * » b © * * f S ^ 105 A . 22 tkttBfc £&%•%#* £.18, I l l A . 2 3 &®®&<D£l>£.'(t 114 A . 2 4 7j<jM* :f?# ci-&fs©itg;ft 117 A . 25 m$ifi!®-m<p<D7kmfcmmfcii£JkKii:-3< * * = = o j»-±&mm<Dm% 120 A. 26 E*®3ir t©*f!&#£B£*i | i&tef t^ .©BS# 123 A. 2 7 7kMm%ifc£ t>£.CZ>E.D*'<4 fi OWc±$.RV&±\> ft® • 126 A. 2 8 *&#jSgSI* T-f-f ©ftS&CCCJl T 129 A. 2 9, 'y>viJ a -f ^H©if t^ 132

. A . 3o mnm^ < fttegwja©* st 134 A . 31 mwfefifc<D®%. 137 A . 32 mnmfrbmmmmfo^^v&nttKxzmsHt§um±&mgL<Dm%. 138 A. 33 m®mmm<DWi& 139 A. 34 wm&&K 1 &7kmtf*^&&v^M7kt¥^<iî&!$l& i4i

(2)

JAERI・M 8373

A.12 RCク工 Y チタンクからのオーパーフロー水量とタンク圧力の関係......・H ・..… 78

A.13 加圧器逃し弁からの流出流量の推定(その 4) …'"・H ・.....・H ・...・H ・-…・H ・H ・-・・H ・H ・ 83

A.14 高圧注入系 (HPI)の注入流量の推定…H ・H ・-………・H ・H ・-……...・H ・....・H ・-…. 84

A.15 炉心及び一次系の沸騰開始時刻...・H ・....・H ・...・H ・....・H ・-………'"・H ・....・H ・....・ H ・.....・H ・ 88

A.16 HPIの注入流量の検討……………........…………...・H ・-…………...・H ・H ・...・H ・... 89

A. 17 事故後 2時間(rC:Jõ~ける一次系流体の質量バランス・H・H ・.....・ H ・....・ H・-…........・ H・..... 92

A.18 事故開始後発熱量の推定……・H ・M ・-…....・H ・....…...・H ・....・H ・.....・H ・.......・H ・.....・ H ・....... 95

A.19 燃料棒内 FPガス生成量，放出量及び He量計算覚書・…・・H ・H ・..，・H ・....・H ・.....・H ・... 97

A.20 高混ベレット中の FPガスの拡散.........・・・・・H ・H ・n....・H ・....…....・H ・....……...・H ・....…..102

A.21 Zrー水反応、からの水素発生....・...……...・H ・-…・・H ・H ・.....・H ・.....・H ・.....・ H ・.....・H ・H ・...105

A. 22 放射線Kよる水素ガス生成・H ・H ・.....・H ・...・H ・.....・H ・....…...........・H ・.....・H ・...・H ・.....・H ・.11 1

A. 23 格納容器の圧力変化……...・H ・-………・H ・M ・....・H ・.....・'"……....・H ・.......・H ・.........・ H ・.114

A.24 7.1<素ガス再結合器の能力........……............・M ・...・H ・-……...........・H ・...・H ・............・H ・.1 17

A.25 格納容器中の水素濃度測定結果Kもとづくジルコエクムー水反応量の推算…・ 120

A.26 圧力容器内の水素存在量と水素気泡体策の関係・H ・H ・....…………....・H ・....・H ・H ・'123

A.27 水素爆発Kよb生じる圧力スパイクの最大値及び立上り時間・H ・H ・.....・H ・....・H ・・・ 126

A.28 格納容器スプレイの作動Kついて........・・H ・H ・....・H ・...・H ・....・H ・.....・H ・...・H ・-…...・H ・.....129

A. 2~ ジノレカロイ被覆の破裂・H ・H ・-…...・H ・-…....・...…...・H ・.....・H ・-…....・H ・...・H ・.....・H ・....・H ・..132

A. 30 燃料棒ふくれ破裂時期の推定........…...・H ・....・H ・-・…・H ・H ・-……・H ・H ・-………...・H ・...134

A. 31 燃料棒内圧の推定 H ・H ・H ・H ・.....・・・・・H ・H ・-…..，・H ・.........・H ・'"・H ・.....・H ・.......・H ・..……H ・H ・..137

A. 32 燃料俸から制御棒案内管への熱稲射による案内管温度上昇速度の推定…・H ・H ・.138

A.33 燃料破損程度の推定.........……・“......……H ・H ・-……...・H ・....・H ・....・H ・.........・H ・...・H ・.139

A.34 放射線分解による水素ガス生成及び冷却水中への溶解特性……………....・H ・..141

(2)

JAEEI-M 8 37 3

Contents

Preface ,

1. Information Sources 4 2. General Analysis of Accident 5 3. Technical assissment of major subjects 29 3.1 Thermo-hydraulic behavior in the core and primary cooling system. . 29 3.1.1 Core heat transfer 29 3.1.2 Capability of the steam generator 30 3.1.3 Discharge rate through the pressurizer relief valve 31 3.1.4 Pressurizer water level 31

3.2 Estimation of fuel failure 34 3.2.1 Description of the fuel assembly 34 3.2.2 Fuel behavior 35

3.3 Consequences in the containment 40 3.3.1 Hydrogen generation 40 3.3.2 Hydrogen reliese and explosion 42 3.3.3 Pressure rise in the containment 44

3.4 Radioactive material reliese processes 46 4. Postscript 49

(3)

JAERI -M 8373

Contents

Preface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2. Genera1 Ana1ysis of Accident -・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・........

噌ム

'u『

EJ

1. Information Sources • • . • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • . • • • • • • • • • • • . • . • • . • • • • . •

3. Technica1 assissment of major subjects •••.••...••.••••.•.•..••.•.• 29

3.1 Thermo-hydrau1ic behavior in the core and primary coo1ing system.. 29

3.1.1 Core heat transfer ••••••.•••••••••••••••••••••.•.•••••••.••• 29

3.1.2 Capability of the steam generator ・・・・・・・・・・・・・・・・........ 30

3.1.3 Discharge rate through the pressurizer re1ief va1ve ••.••••.. 31

3.1.4 Pressurizer water 1eve1 .•••..•.••••......••••••.•.•••.•.•.• 31

3.2 Estimation of fue1 fai1ure 34

3.2.1 Description of th邑 fuelassemb1y • • . • • • • • • • • • • . . . • . • • . • • • • • • 34

3.2.2 Fue1 behavior • • • • • • . • • • • . • . • • • • • • • • • • • . • • • • • • • • • • • • • • • • • . • . • 35

3.3 Cons巴qu巴ncesin the containment ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・... 40

3.3.1 Hydrogen g邑neration • • • • • . • • • • • • . • • • • • • • • • • • • • • • • . • • . . • • • • • • . 40

3.3.2 Hydrogen re1iese and exp1osion ••••••.••••••.••...••••..•.••. 42

3.3.3 Pressure rise in the containment •••.•••••••••.••••.••.•.. 44

3.4 Radioactive material re1iese processes •.•.••.•.••.•••.••.••.••. 46

4. Postscript 49

(3)

JAERI-M 8 37 3

Appendices

A.l Estimation of Reactor Coolant Temperatures and Cavitation in the RC Pumps Between 20 Minutes after Initiation of the Transient.53

A.2 Estimation of RC Pump Characteristics under the Condition of Cavitation. 57

A. 3 Assessment of DNB Margin 62 A. 4 Vaporization Time of Core Residual Water 64 A.5 Cooling of Fuel Rods by Steam Flow 65 A,6 Change of Void Fraction Due to Change of System Pressure ..... 67 A. 7 Estimation of Decreasing Rate of SG Capability (I) 69 A.8 " " (II) 71 A. 9 Estimation of Discharge Rate of EMOV (I) 73 A.10 " " (IT.) 75 A.ll " " (III) 77 A.12 Relation Between Flow Rate from the Overflow Line and Pressure

in the RC Quench (Drain) Tank. 78 A.13 Estimation of Discharge Rate of EMOV (IV) . - 83 A.14 Estimation of Injection Flow Rate of HPI. 84 A. 15 Flashing Initiation Time in Core and Primary Loop 88 A. 16 Check Calculation of HPI Injection Rate 89 A. 17 Estimation of mass balance between hold-up water, discharge

flow and injected water after 2 hours of transient initiation .. 92 A. 18 Decay Heat Estimation after Accident 95 A.19 Calculation of F.P. Gas Production, Release Rate from Pellets

to Rod Plenum and Bonded He Gas Volume 97 A.20 Diffusion of FP Gas in U0 2 Pellet at High Temperature 102 A.21, Evaluation of Hydrogen Generation from a Zr-Steam Reaction .... 105 A.22 Radiolytic Hydrogen Generation Ill A.23 Pressure Changes in the Reactor Building 114 A.24 Capacity of a Hydrogen-Recombiner System 117 A.25 Estimation of Zirconium-Water Reaction Percent Based on the

Measurement of Hydrogen Content in the Reactor Building 120 A.26 Relation of Hydrogen Gas Volume and Total Hydrogen Existing

in the Pressure Vessel 123 A.27 Maximum Volume and Rise-up Time of Pressure Spikes Caused by

Hydrogen Explosion 126

(4)

A.1

A.2

A.3

A.4

A.5

A.6

A.7

A.8

A.9

A.10

A.l1

A.12

A.13

A.14

A.15

A.16

A.17

A.18

A.19

A.20

A.21，

A.22

A.23

A.24

A.25

A.26

A.27

JAERI-M 8373

Appendices

Estimation of Reactor Coo1ant Temperatures and Cavitation in

the RC Pumps Between 20 Minutes after Initiation of the Transient.53

Estimation of RC Pump Characteristics under tbe Condition of

Cavitation. 57

Assessment of DNB Margin • • • • • • • • • • • • . • . • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • 62

Vaporization Tim巴 ofCore Residua1 Water •••••••••••••••••••• 64

Coo1ing of Fue1 Rods by Steam Flow ••••••••••••••••.••.••••••• 65

Change of Void Fraction Due to Change of System Pressure

Estimation of Decreasing Rate of SG Capabi1ity (工)

" " (II)

Estimation of Discharge Rate of EMOV (1)

" " -・・・・・・・・・........，. (IJ.)

67

69

71

73

75

" " (II1) ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 77

Relation Between F10w Rate from the Overf1ow Line and Pressur邑

in the RC Quench (Drain) Tank. 78

Estimation of Discharge Rate of EMOV (1V) ・・・・・・.............. 83

Estimation of Injection F10w Rate of H?I. •••.•••••••••.•••••. 84

F1ashing Initiation Time in Core and Primary Loop 88

Check Ca1cu1ation of HP1 Injection Rat巴..................... 89

Estimation of mass balance betweerr ho1d-up water， discharge

f10wand injected water after 2 hours of transient initiation.. 92

Decay H巴atEstimation after Accident -・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・.. 95

Calcu1ation of F.P. Gas Production， Re1ease Rate from Pe11ets to Rod Plenum and Bonded He Gas Vo1ume ••••••.••••••.•••••••• 97

Diffusion of FP Gas in U02

Pe11et at High Temperature •••••••• 102

Eva1uation of Hydrogen Generation from a Zr-Steam Reaction •••• 105

Radio1ytic Hydrogen Generation ......，........................ 111

Pressure Changes in the Reactor Bui1ding •••••••••••••••••••• 114

Capacity of a Hydrogen-Recombiner System •••••••••••••••••••• 117

Estimation of Zirconium-Water Reaction Percent Based on the

Measurement of Hydrogen Content in the Reactor Bui1ding ••••••• 120

Re1ation of Hydrogen Gas Vo1ume and Tota1 Hydrogen Existing

in the Pressure Vesse1 • • • • • • • • . • . • • • • • • • • • . • • • • • • •• • • • • • • • • •• 123

Maximum Vo1ume and Rise-up Time of Pressure Spikes Caused by

Hydrogen Exp1osion • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• 126

(4)

JAERI-M 8 37 3

A-28 The Effects of Container Spray Operation 129 A-29 Evaluation of Ballooning and Rupture of Zry Cladding 132 A-30 Time of Fuel Rod Rupture 134 A-31 Estimation of Fuel Rod Internal Pressure Increase 137 A-32 Estimation of Guide Tube Temperature Ramp Rate due to Radiation

by Fuel Rods 138 A-33 Extent of Fuel Rod Failure 139 A-34 Radiolytic Hydrogen Generation and the Solubility of Hydrogen

into the coolant 141

(5)

JAERI-M 8373

A-28 The Effects of Container Spray Operation •.•.••••••••••••••.•• 129

A四 29

A-30

A-31

A-32

Eva1uation of Ballooning and Rupture of Zry C1adding •.•••••••• 132

Tiffii巴 ofFue1 Rod Rupture ••.• 134

Estimation of Fue1 Rod Interna1 Pressure Increase •••••.••••.•• 137

Estimation of Guide Tube Temperature Ramp Rate due to Radiation

by Fue1 Rods • • • • • • • • • • • • • • • • . • • • • • • • • . • • • • • • . • • • • • • • . • • • • • • . < 138

A-33 E玄tentof Fue1 Rod Fai1ur巴. ...... .. . . .. ... .... . .. . . . . . .. . . . .. 139

A-34 Radio1ytic Hydrogen Generation and the So1ubi1ity of Hydrogen

into the coo1ant • . • • • • • • . • • • • • • • • • . • . • • • • . • • • • • • • • • • • . • • • • •. 141

(5)

JAEEI-M 8 37 3

ft £

P£tkft%>£Lfta i©^&t t# t f f l r -L^ iPSS^*^WK#SiUfeS . i . 3£(>'(c*&K#

<DM.^tl%%<OW.'£K1Z.vin*1i.mm:kmJkl'ltZ- i U 6 , #45c^4.ffl©*H©*7tb-f,

! ) i t f 5 t i i « ; ^ . SeH(t±.^Tt^^:1tffi©5S^KBI-t-l> J; & -«/&*§ £,&#>©& to, ^tfr + OPWRSJUi^?-? v h©ÎSI8®Sf!4ît4#;iS«: < Stilt.

>• h©££&£^to££to©ilcIIIK:ft-t£c: iKS>a«

L^L^#t.^^3n*±sB©l¥ffl!4#S:»?ffi :#©ffi5I^X©SlîUT, *$8i?r#tfs#ffi£ SSlftfl^fc^-A.-Ci/»* *>©£#.*., I f i l T M L f t f t l t 4 « „ *IS1§-*©fMii:ifIK,

L tz „

S ^ i i M ^ f % -t •' * ~ £&x^w&Wi!g£MVTUM m m IE m

(Bg7ftI5 4 ^ 5 J! 1 7 0 )

JAERI -M 8373

序文

1979年 3月 28日未明，米国ベンシノレパニア州スリーマイル島の加圧水型 (s&W社製)

原子力発電所第 2号機にお、いて，給水ポンプ全機が停止するととに端を発した，大規模な原子

炉事故が発生した。との事故は非常用炉心冷却装置が本格的に作動したこと，並びK事故K伴

う放射能災害を懸念して周辺住民の婦女子を一時退避する勧告が出されたととなど，とれまで

の原子力発電の歴史にない重大念事態を招来したこともあ 9.事故発生国の米国のみ左らず，

原子力発電と関連する世界各国(tL恥いて，原子炉の安全問題を改めて検討・吟味する気還を盛

り上げるとととなった。我国VL赴いても安全機能の確保K関するより一層厳格左点検のため，

稼動中の PWR型原子力プラ y トの大飯発電所が停止を余儀なくされた。

ζのような事態K即応して，本事故を技術的K検討・解明するため，安全性試験研究センタ

ーを中心VLTMI事故評価タスタフォー λ の設定をした。その目的は TM 1事故の経緯Kつい

て，発表された情報を整理・分析し，事故の過程を技術的に推定するととによ 9.原子力プラ

ントの安全性を深めるための教訓IVL資する ζ とKある。

昭和 54年4月 14日TMI事故評価 Fスタフォースのメ Yパーを決定し，以下の要領で作

業を実施した。ナ衣わち，これまでK米国より公表された資料Kもとづいて，事故の経過を詳

細K調査し，事故履歴をもとκ総括的念事故内容の分析を行って， T，¥1 1事故の全体像のあら

ましを明らかにした，さら K事故状態と密接K関連する主要項目Kついて，各専門的立場から

現象の定量的解明を行いう整合性のある推論を導き出すとと Kつとめた。

本報告書は初期K発表された数少ない情報を基礎として検iil.評価が行われたものであるか

ら，完全念ものとは言い難い。国の原子力安全委員会が 4月初めκ派遣した事故調査団による

報告や将来発表されるであろう US.NRO VLよる事故調査報告書がよ b正確なものと左ろう。

しかしながら予想される上記の詳細な事故解析脊の出現までの繋膏として，本報告書が有用な

技術的内容を含んでいるものと考え，原研として準備した次第である o 本報告書の作成直前(tL，

国の原子力安全委員会から委婦を受け，現地調査を終えて帰国された佐藤一男安全性コード開

発室長の批判を得る機会を持てた ζ とは非常K幸いであった。

TMI事故』て関する速報的な本報告書が原子力発電所の安全性確保の一助と念ることを期待

したい。

安全性試験研究セ y ター

安全工学部長兼安全解析部長能 i畢正雄

(昭和54年 5月 17日)

-1ー

JAERI-M 8 37 3

4 ^ 1 6 0 - 2 0 0 &m.%.zt®mn. mvrftm 4/3 2 3 0 ?*. i> 7 * - * & i j f £ ( : £ : J | £ 1 0 4 1 2 4 0 - 2 7 0 # t f » 0 0 * * : ! 3 *• x ? * , 8 l - & f m # f f r £ 5 J! 2 0 ? * !> y *-*&•%&&& 5 fi 7 0 ^Kf i« i»* f *S: f^ jK 5 ^ 1 4 0 m3%m%&)wm*ici'iFi$. 5 ^ 1 7 0 **.}> y *~xmtetkM£i

- 2 -

JAERI-M 8373

TM!事故評価タスク・フォースの活動一覧表

4 J3 1 6日-20日

4月 23日

4月24日-27日

5月 2日

5月 7日

5月14日

5月 17日

各現象どとの計算，解析作業

タスクフォース検討会(全員会議 j

各計算のつながbチェック，第一次計算書作成

タスクアォー.ス作業打合せ

総括的解析本文作成

項目別技術的評価本文作成

タスクフ才一ス最終検討会

-2-

JAERI-M 83 7 3

TMI %7.i? • -?* — 7.j>y->< \

% £X¥U&-

S i l # i 3

•£W,l

<£<k>&*- VI

' 2> 8* M Jp fg

IS A i t if 5 JH i i * ' 9f W. IE E £ m <2r i t W T 3b ft * * 3A * # j i EB * X $ s 81 * 7C * « J§ ffi j t W- y&

SI * ffl- #

K w ee * * V 3t m * )\\ Si & IS 111 $ tt A 3t s j$ EB ft * m * 4" a ft * Jl! iiif 7 * 03 J$. * ^ H f l j §8

m W m •fe E * « & fit WA®

- 3 -

JAERI-M 8373

TMI事故評価タスク・フォースメンバー一覧表

Fスタフォース責任者安全工学部次長森島淳好事

反応度安全研究室石川迫夫事

タスクフォースメンバー安全工学第 1研究室斯波正諮

安達公道

竹下功

鈴木光弘

安全工学第 3研究室木谷進

田中貢

成富満夫

7c 木保男

西尾軍治

橋本和一郎

反応度安全研究室藤城俊夫

構造強度研究室字賀丈雄

燃料安全第 1研究室市川達生

原山泰雄

泉文男

藤回操

菊地章

中島鉄雄

燃料安全第 3研究室 )11 崎了

古田照夫

安全性コード開発室飛間利明

阿部清治

重1ヂ記事震品襲石塚信

関発室松浦祥次郎

• 5月2日よ!16月1日まで外国出張のため森島より石川へ交替

-3-

JAERI-M 83 7 3

i. tir m 0* #

(i; " T h r e e M i l e I s l a n d N u c l e a r S t a t i o n , Uni t 2. F ina l S a f e t y Ana l y s i s

R e p o r t " , D o c k e t 5 0 3 2 0 - 7 3 ~ 8 2 , Apr . 1 9 7 4

(2) " S t a f f B r i e f i n g on G e n e r i c I m p l i c a t i o n s in T h r e e M i l e I s l a n d

I n c i d e n t " , N R G 4 ft 4 H & ^ ^ i i f B i i

- 4 -

JAERI咽 M 8373

1.前提条件

TMI事故の技術的検討・評価を行うのK用いた基礎資料は以下のものである。

〈プラント仕様，定格条件等について〕

(I)“ Three Mile Island Nuclear Station， Unit 2. Final Safety Analysi目

Re po r t "， D oc keも 50320-73-82，Apr. 1974

E事故発生後の経過について〕

(2) “Staff Briefing on Ge且eric Impl:cations in Three Mile Island

Inc identぺ NR04月4日公聴会速記録

特K重要と思われる新たな情報については脚主主に示した。

-4-

JAERI-M 837 3

2. m&ttkmom&Mffiffi

TMII f f t t t , ~ikffl&7km<D h 7 7-Jt,K£Z>fi~ e y . ^ i) „ 7Ktet S) , JdlJEf§JSL#

Xkaktktb-f, M$kM.fttitiK%^<<DftMftKZi:*>&-,X, -#.%&!%*%.ft%L < ®.'j>L, jp>ktf±mmtkmt%-,x&mi,tz° M w n ^ - ^ ^ ^ * îit^m%.tit^&onc KfcL., Z.<Dit¥KmH.ZX%ia£.^1t-fc.%.i3*&, faM®m*Xfc%M?£im?LLKtM.bii

# ¥ " ? « , IH±<D£. 5 &TMI#ift©$;B§t, t O g 4 ^ A * 5 ) l 6 ^Hig i i l * £ t K O I ^

TMI fix* 7 t-x-VMWiiittm-tZ, Z.tibm%$<D£&t&r>lz, &m%fc-o^X<DM$r

• m&omMK-z^xtd, ^3*t?ai^*„ ^ma 6^mtxifcm-=tzoid, m^FftW®

%M2(iKLX<D8fMX$>2>0 tit. NBC 4 fl 4 a A H ^ l E i K i c i (M;> « ° ^ -H

T M I 2 - t ^ 7 - 7 x h © ¥ ® • A B E ] * Fig. 2. 1 fC^-f o 4-@©*teK@ia-t-5,7-7X h ©

• * „ h u ^ i ^ f S & I S C SG ) fct, 2 ^ - 7 " (A , B)$»-5„ S Q i > t , | t l ^ - W i | l * ( i , • ^^^^12 ^ - 7 - ( 1 A, 2A, I B , 2B ) K & t e b f c a - - ^ KWjrfcj&oTiF'lJ'I'CM.&o

• S Q H I f l f * ! ) , - & # a * t t g r t * ± t f » b T K : f l E f t & t > * < > - f c ^ j f c z k ^ t t , ± * & * • jDflffiS§H:AA<-7"*5, b v ^ K ^ 4 i i ^ t i A i 0 f © t - ^ 7 i , > ' ( i , * y h f ^ < t © g ^ -

?• ? y ? ( • • i / y ^ y i * ) ttai/i'ix-So . i> awy^-fi y*K%, M±E.t)ffiik<Dit)6, S L # i J / f t - f ^ ^ ^ o w x ^ l , . i>

*1) " * * « ! £ " i V O t i t i f c ^ W T t t , 3.2«r-C-S*t-5o

- 5 -

JAERI-M 8373

2. 事故状態の総括的解析

TMI事故は，二次傍j給水系のトラプルによるターピ y. トリップに始ま t，加圧器逃し弁

が自動的に開いた後，原子炉スクラムと念った。加圧器逃し弁は，系統圧が設定圧以下になっ

ても吹き止まらず，退転員がとれに気づくのが遅れたとともあって，一次系保有水量が著しく

減少し，炉心は高熱状態となって破損した。被覆管材であるジルコ=クムは水蒸気と化学的K

反応し， ζ の化学反応などで発生した水素ガスは，格納容器中で水素爆発を起としたと見られ

ている 01) また，燃料中の核分裂生成物 (FP)は，原子炉圧力パウンダリの外に大量に放出

され，その一部は環境Kまで放出された。

本宣伝では.以上のようなTMI事故の概略を，その発生時点から 16時間経過時までKつい

て，公表されたタロノロジーをたど bながら総括的陀説明する。さらに，重要事象については，

TMIタスクフォースの推論を付記ナる。 ζれら推論の基盤となった，各現象VLついての解析

・計算の詳細については，第 3i長で述べる。時間を 16時間までに限ったのは，原子炉内部の

事故推移K関しては，炉内K残留した非凝縮性ガスの除去等の問題を除き，事故発生後 16時

間で一応の終息をみたと考えられるからである。な本>'，本報告書中K用いられる事故発生後経

過時間とは，すべてターピントリップ発生(米国東海岸標準時で 1979年 3月 28日午前4時)

を基準にしての時間である。また， NRC 4月 4日公聴会速記録に基づく事故クロノロジーは

牽末K付記する。

(I) プラントの概要と定格f直

T M 1 2号炉プラントの平商・立面図をFig.2.1 VL示す。今回の事故に関連するプラントの

主要念特徴は次のと bりである。

・ホット V グと蒸気発生器(S G )は 2Jレープ (A，B)ある。 SGから出た一次冷却水は，

それぞれ 2ループ (lA， 2A， lB， 2B)に分岐したコールドレグを通って炉心に戻る 0

・SGは直管裂であり，一次冷却水は管内を上から下に流れ落ちる。二次系給水系は，主給水

系と補助給水系とあり，主給水は伝熱部胴側を下から上VL流れ，補助給水は伝熱管最上部を

スプレー冷却する。

・加圧器はAループホットレグKつながっている。そのサージラインは，ホ y トレグとの接合

部からいったん下降した後，再び上昇して加圧器底部K逮する。加圧器頂部VLは，過大圧力

を防止するための逃し弁がついてなり，逃し弁が開くと，そとを通った一次冷却水はクヱン

チタンク(ドレンタンク )VL導かれる。

・クエンテタンクにも，過大圧力防止のため，逃し弁とラプテャーディスクがついている。 11

エンチタ Y クから一次冷却水が吹き出すと，それは原子炉建屋底部のサンプに集められる。

サンプの水位が一定以上になると，その水は，サンプポンプにより，補助建屋の廃棄物タン

.1) “水素爆発"というととばについては， 3.2節で定畿する。

-5-

JAEEI-M 8373

•iSEEffiA^CHPC I ) K U E C C * o a A f f i K , 3 * 0 * y / j ) i f f l f 3 h t ^ 4 , 5 *> l £ t t , •>'-/i'*4i'©£^©;fca&Kffil$«te3;h.Ti/sSo ftT^-K©:8lEH:, floE

-;i> h ' u ^ A , BICf f iA*- K T ^ « © ^ 4 P # ? 5 ! t t A 5 n - 5 0

T M I 2 - ^ © i S f t ^ f l W : & © £ £ - > & - ? & £ „ JS^JPJfettlA 27 7 2MW JF-frE* 2 1 8 5 p s ig ( 1 5 3.6 a tg ) E * # H A P ® S E 5 5 6 . 5 > ( 2 9 1.4 C ) E # # ? ! t t i n i S K 60 7.7°P( 31 9.8 t ) — fc%£ffiM 1 37.8X1 0 6 l b / h r ( 6.25X1 0 4 t o n / h r )

(2) m&ifcmz>$x<Dmm TMI 2-%'Fld, 1 9 7 8 ^ 1 2 MKffim&m&$&t&-gtLltfiS-C, *i&fg£itifllttt, 5E*&ttl

ft^lSfe^.*:, •^©eittiflij©#2fil(3 i»0 «, Po^tfc, *4ScJ: i? ife 2 ® ^ ^ © ^ ^ © ^ ri'fe. S D b f t f e t ^ S o T ^ i i : , Sfr, S^«fei^©F^^Ki©IKB§*Fig.2. 2 K * f „

0) -*^©*&7kiifEaai^!*'bsnEiff*ffi*7^*--^fc

3 ~ 6 # E ^ 2 2 5 5 p s i g ( 1 5 8 . 5 a t g ; -CflflEff i £ L # # l § : f f £'£- 6 g»69K6a t* fc 0

9 ~ 1 2 # — # ^ © E 2 l # * ^ 5 A | § i g E 2 35 5 p 8 i g ( 16 5 . 6 a t g ) K S L , M ^ J F t t *

1 2 ~ 1 5 # ^ ' l j © ^ l » » ( S T K : J : b ^ * P # f i f f i W t f i T U . - & ^ E # t t i S l ^ P ! f l i t t § : 5 E E 2 20 0 p s i g ( 1 5 4.7 a t g ) t T f i T L f e i 5 , # t t f f l l^fc^-a fco &K:b;$>ofc

1 5 # * „ h ^ ^ ® S E H 6 1 1°F( 3 2 2*C )K&L±o t © i £ © E ^ H t 2 1 5 0 p s i g ( 15 1 . 2 a t g ) T , * v h f ^ jaKKf tJE- f -Sf f i f tEJ : •> 4 5 0 p s i g ( 31.6 a tg ) i H ^ o feo

i» SG-&fli]©*fl:W:A, B H S f c t i ( £-=&<, *4fcfi«-SET-=>fcflnmsirt

*) ftORiRCTMI —2 Interim Operational Sequence of Events as of May 8, 1979)

- 6 -

JAERI-M 8373

クに送られる。

・高圧注入系 (HPCI)による ECC水の注入用陀 3基のポンプが用意されている。うち

l基は， ν- Jレ水などの充てんのために常時運転されている。充てんモードの退転は，加圧

器水位を一定に保つよう Kコントロールされる。緊急時には，残る 2是正のポンプ陀より，コ

ールド νグA，BVL注入モードで多量の冷却材が注λされる。

TM 1 2号炉の主要な定格値は次のと:t'Tである。

原子炉熱出力 2772 MW

炉心圧力

圧力容器λ口温度

圧力容器出口温度

一次系金流量

(2) 事故に至るまでの経過

2 1 8 5 ps i g ( 1 5 3.6 aもg)

556.5".F( 291.4 t)

60 7. 7".F ( 3 1 9.8 'c )

137.8Xl 061b/hr (6.25Xl 04ton/hr)

TMI2号炉は， 1978年 12月陀商用運転が開始された炉で，事故発生直前Kは，定格闘

力のほぼ 98 ~でよ軍転されていた。 SG二次側の補助給水ポンプは，電動が 2 基，ターピン駆

動が 1 基あるが，その吐出側の弁 2 伺(手動)は，両方とも，事故より約 2 週間il1Î~点検の時から，閉じられたまま Kなっていた。念お九定常運転時の炉内流動の概略を Fig.2.2 VL示す。

(3) 二次系の給水流量安失から加圧器水位オアスタールまで

O秒復水ポンプ，主給水ポ Y プがトリップし，給水流量喪失でターピンがトリップし

た。二次系による熱除去能力の低下で，一次系の温度，圧力が上昇した。

3 - 6秒圧ポ 225 5 P s i g ( 1 5 8.5 a t g )で加圧器逃し弁が設計ど:t'T自動的K聞いた。

9 - 1 2秒一次系の圧力がスクラム設定圧 235 5 ps i g ( 1 65.6 a t g )に達し，原子炉はス

クラムした。

12-15秒炉心の発熱量低下Kよb冷却材温度は低下し，一次系圧力は逃し弁閉止設定圧

2 20 0 P s i g ( 1 5 4.7 a t g )まで低下したが，弁は閉じなかった。後にわかった

ことだが，退転負は逃し弁が闘いたままκ念っているのに長時間気づかずs 一次

冷却材の流出が続いた。

1 5秒ホットレグ温度は 611下(322'C)に達した。このときの庄力は 2150psig

(151.2atg)で，ホットレグ温度K対応する飽和庄より 450psig(31.6

atg)高かった。

3 0秒 SG二次仰jの補助給水ポンプは，とのときまでVL， 3基とも設計どj;>T作動して

いた。しかし左がら，吐出弁が閉じたままだったので，給水流量はゼロだった。

1分 SG二次側の水位はA，Bとも極めて低〈左った。事故直後一度下った加圧器内

の水位は，上昇を開始した。

.)後の資料 (TMI-2Interi皿 OperationalSequence of Event8 a8 of May 8，1979) によれば. 3月23自には佐伯弁が開いてか払閉じられたのはそれ以後である。

-6-

JAERI-M 83 73

2 # - ^ © f f i ^ H P C I f ^ f t R S E l 6 0 0 p s i g ( l 1 2 . 5 a t g ) t t f i T L , 2

4.5:9- i H E A t t , J p E ^ T K f i ^ i i <H'0:3&tit<OX, 2 - & < 0 H P C I * , y ^ © 5 t > O l

65- -J*C^£E;t t#l 3 5 0 p s i g ( 9 4 . 9 a t g ) Kf f iTLf t i : £ 5 T , * * l> i-s^ffitf? 5 8 5>( 3 o 7°c, fmUfnSK ) K & U * » K " • ^ f t - c l S S i t s t t * J: 5

T O @ t t ^ ^ ^ • 7 *-*©}£(S!iJ('i:£-3^Tffiv*;fc &©-?&!?, # K ^ / i > - ? » 3 - ^ K i / ^ K f r

4 ^ * 2 V ^ ^ T ± # L i ^ ^ * ^ , M i i t f ^ I i i L t t t f e l T O i 5 £ £ # # * . b i t* , ,

iii) 2 M * b t i , H P C 1 K.X.Z>$;m*<0&.AK& !J , * F»3 © « % * • # if/JPL./e„ iv) -&#£fl*#ta*nrc«L;fe&-ett , EASSffifiiJ. * * i - ^ T $ E i > $ a t ( c # ^ * - i - K

&*>. t©88H©-2fc#*P:fel-©«« • KfeS©ffiAt), ?-££>*>, !P-k-C©#g&», SGKj : £Bfc&», H P C I C f t A l , JBBE^jSU7t^f>©flEttl*«fKgS-ta»*T • mUK-o^Xki., 3. l f f i r i i i ^ - tô

* x T - * • v7-©fPi&tt;»:&gSfe5 i$fsf£K&*rtg=gs#is*t TS*I& •£TSK%. ^ ©

^ ^ t t , *--e'-"<4'<*ft*M-,x&fc&K1foliiStilt. I K i f l , f t / i T ^

•2) ft©JtfKA status report to the ACES, "Generic Review of Peed wate Transient inB&W Reactors. Apr. 16. 1 97 9 . MTWftS ttUft ) fci ftf*. 4 *Kli4A-*ftft t t*7 ^ * - - ^ K

- 7 -

JAERI-M 8373

2分一次系の圧力がHPOI作動設定庄 160 0 ps i g ( 1 1 2.5 aもg)まで低下し 2

基のポンプが自動的に作動して，注入モードでの EOO水注水が開始された。

4分加圧器内水位はその後も上昇を続け，ついに水位計指示がオフスクール高t亡念っ

た .2)

4. 5分運転員は，加圧器水位が高くな b過ぎたので 2台のHPOIポ;〆プのうちの 1

台ωを手動で停止した。

6分一次系圧力が 1350psig(94.9atg) (/l.低下したと ζろで，ホットレグ温度が

585"F‘ (307QO.ほほ飽和温度 )κ遣し，ホットレグ内で蒸気を発生するよう

(/l.~った。

6分経過時点での一次系流動の様相は. Fig.2. 3 (/l.示すようなものと推定される。なゐ，以

下の図はタスク・フォースの推測に基づいて描いたものであ T.特に炉心やコーノレドレグにか

ける水位は想像以上のものでは念いととを断わって.t><。加圧器水位は，事故開始後 1分から

4 f.j-02)にかけて上昇し続けるが，水位を上げる理由としては以下のような点が考えられる。

1 )炉心では，スクラム後も，蓄積熱，崩犠熱による冷却材の加熱が続いていたが分

後(/l.SG二次側の水位が極めて低〈念ってしまった後では. SGによる熱除去能力が低

下して一次冷却材温度が上昇し，冷却材の体積は膨脹した。

il) 系統庄の低下K合わせて，冷却材が体積膨脹した。

1Ii) 2分後からは. HPOIVtよる冷却水の注入により，系内の保有水量が増加した。

iV) 一次冷却水が飽和(/l.達した後では，圧力容器頂部，ホットレグで減圧沸騰に伴いポイド

が発生した。とれが，その後の加圧器水位をオフスクール高氏支え続けた原因である。

v) 事故直後Kは水位計の誤指示も疑われた。 ζ れは，後K念って，正常K作動していた

ととが判明した。

念会， ζ の期間の一次冷却材の質量・熱量の出入 T.す左わち，炉心での発熱量. SG(/l.よ

る除熱量. HP 01の注入量，加圧器逃し弁からの流出量などに関ナる解析・計算Kついては，

3. 1節で説明する。

(4) サンプポンプ起動から飽和安定状態達成まで

7.5分サンプポンプが自動的K作動した。(とれ以前Kクエンチタンクの逃し弁が吹い

ていることを暗示しているが，との点κついて公聴会速記録Kは記述が左い。〕

サンプポンプの作動は事故開始5時間後に格納容器が隔離されるまで続き.その

閲一次冷却水は補助建屋K送 b続けられ，環境への FP放出をもたらした。

8，子 SG補助給水系の給水ポンプ吐出弁が関ったままなの(/l.気付いた運転員がとれを

手動で開き，補助給水によるスプレー冷却が開始された。 SG二次側で発生した

蒸気は，ターピンバイパス弁を通って復水器に放出された。事故後いったん下っ

.2)後の資料(Astat旧日poxtto tbe A四S.“GenexicReview of Feed wate TXBnsient in B &W Reacto四.Apr. 16. 1979.以下資料sと略す)陀よれば.4分Kはまだ水位計はオフスクールK在ってたらず，オフ2 クールKなるのは約6分である。

-7-

JAERI-M 8 37 3

it-#.%<DEE-£ltt£Wm±ftLtt Dfefc. i 0.5 0- H P C i # y y o 8 i i-&®iM1&M.tf&±Lit* i l t e A z S s - ^ ^ r t ^ ^ ^ K T k

ft©i, SQfeH,&m&LX—#.!%t$ttU8L&1&TLititibX-ibZ>o Z.£.Km-i X, mmM.tt 1 1 ftfrb 1 2#(CzWT#E>'HPC I 2«£f l*3- t i r , ft£P7k© &A#?fg33ft£o ( ^ K ^ T . t©B$©ft=fiW;, teiLLT^fc.-Kv 7-&3ST /i*-h-afefcu*£.<»: #*u§iLfco 3ct A,*-!••©&£-?«, snEiizKftt-

1 5 5 - ^ x -y ^ 9- *& famtlft 1 90ps ig ( 1 3.4atg )K&L, ? ? **• t - x -f * 9 & I S L A , yff- * - ? ^ # © « S t g E t t 2 0 0 p s i g ( 1 4.1 atg)-C&i3, f5ff^ff®b©KS-C*.'5o

2 0 ~ 6 0 # C<Dmffl, —ikÔIEtl tUmid, Ztl-Ztl 10 1 5ps ig ( 7 1.4atg) , 550°F ( 238'C )K«ft*lT:fc-!?, jffittfi&5fo:|fcfi8T£;£ LT l/»fc,,

2 0 » * f ) 6 0 &KfrttX<D-fcmmm<DJ&1&lr£, Fig.2.4KHk-t£. $ H.%<D tMtotlZ, cl©|ffl, ^8Ef lE#££LT^fc©t t , # 4 K^feK«t*-ft!%*P#©fl:SlJiSp^(jp^-C©Bp fife, rfcSSft.t.Sifcilft, H P C IfcJ;S#£|]#fiEA£i:'K:j:b5E-£S ) <t, JpEHJSL^^fe - f f i ® J ^ © ^ T f f i a ^ £ - & & a # © f t « * £ # # L ^ 7 f e c L i J t f t L T ^ i . L.*>L * # £ , , C10MH41, - & « © « * * a « & l g f c i $ i ! > L . ±SI$7-U'Â(C£-.|t,5-;JBffi'ft©7k

3 T , J L O ^ i S © E J t t i T U a i : ) 6 f t „ t4fc- tp , H$W 3 0 &X 10 1 5ps ig (7 1.4 a t g ) 4>,7fcffi»«, 2R£IWl 5#fCtt 7 0 0 p s i g ( 4 9 .2a tg) f t f T L f t , ^ O g P t T © £E*©,#.(STfctH-«-(Cî®5ii*£ <fC«>*o * * hisrfrb?--?74 'simxME.&VCffi, ti&is--&.tii&#<£<Dtf<< vmommK-oiix, mE.m&i-jffrbttixfi<i%Mtt<D*-<t K « fcitSflLlffrt. ^^KttmLftX-&®RffitMl&i-ZOK&mi£mm&m<D-fc7!>m&X%iz

© T & & D t © E ^ f i T t t > * , H ' ; / ^ i i M * ^ 7 | / , * „ M ' ^^^^CC lga^ f f l

£©<£$KJ!T <-5£, 4. 5#<fc 1 0 . 5 M 3 M # H P C I tfv T'Srtejfc L * M i © S S W * b f t ) 6 t H I K 4 5 . 3. l «?(£&-<.&.£ 9 (c, H P C l * v / 4 i M ( t T 4 « e L T ^ t t t t , J F * . © ^ V¥£?iit&WA.Z>Z.t&X-%it<DX-$>Zo Z.<DZ.t!rt&Kt>m'<2>fr, itt i t o M T H P C l O S A S i f c i f f l l l , S . * ^ W : ^ t j ' * # * ^ S ^ r * > ^ f e K - a : X , Wk T%Jf7kr!>m'>L1it%Kli±, *hK^*>W.<&-3&, HP C I ©S4SA&L $tf ftttft e>£;*> ^ £ © T & S o

(5) i f i * ' y 7 , » M * b R > t - l - 7 ? 7 , i t

8

JAERI-M 8373

た二次系の庄力は再度上昇しはじめた。

1 0.5分 HPCIポンプの残る 1台(B)を運転員が停止した。運転負が一次系内が完全に水

で満たされていると判断したためと言われている。

1 1分オアスタール高だった水位計の指示が回復した。とれは. HP C 1の流入が止っ

たのと. SG除熱が回復して一次冷却材温度が低下したためである。ととに至っ

て，退転員は 11分から 12分Kかけて再びHPC 1 2基を作動させ，冷却水の

注入が再開された。(後になって.との時の作動は，停止していたポンプを充て

んモード運転托したととが判明した。充てんモードの造転では，加圧器水位を一

定にするように作動するだけであj).しかも注入モードに比べてはるか陀少ない

流量しか注λしない。)

1 5分クエンチタンタ内圧力が 19 0 ps i g ( 1 3.4 a t g )に達し，ラプチャーディスクが

破裂した。ラプチャーディスクの破裂設定圧は 200psig(14.1atg)であj).

ほほ設計通bの破裂である。

20-60分 ζ の期間，一次系の圧力と温度は，それぞれ 10 1 5 ps i g ( 7 1. 4 a t g ). 5 50下

(288.C )VL保たれてなj).系統は飽和状態で安定していた。

2 0分から 60分にかけての一次系流動の形践はI Fig. 2. 4 I'C示すよクなものと思われる。

ζ の間，系統圧が安定していたのは，ポイド発生による一次冷却材の体積増加率(炉心での加

熱，二次系I'Cよる除熱. HPC IVLよる冷却材流入念どVLよb定まる)と，加圧器逃し弁から

ニ相臨界流の形で流出する一次冷却材の体積流量とが等しかったととを意味している。しかし

ながら，との期間中，一次系の保有水量は次第K滋少し，上部プレナムになけるこ相流体の水

位は低下し続け，系内のポイド量も増え続けていたわけである a

さて，とのあと系の圧力は低下しはじめた。すなわち 1時間 30分で l015psig(71.4

atg)あった圧力は 2時間 15分には 700 P s i g ( 4 9.2 a tg )まで低下した。との段階での

圧力の急低下は十分K予想されるととである。ホットレグからサージライ Y を経て加圧器に流

れ込む一次冷却材中のポイド量の増加Kつれて，加圧器逃し弁から出て行〈冷却材のポイド量

も増加し続け，ついKは逃し弁で二相臨界流を形成するのK必要な最低限度の水が確保でき左

くなる。逃し弁を通る流れは，間欠的K蒸気臨界流となり，体積流量が婚して圧力が低下した

のである。との圧力低下は，ホットレグノズルがレベルオフし，ホットレグが完全に蒸気単相

となった後は，更VL著しくなったものと思われる。

とのように見てくると 4.5分と 10.5分κ退転員がHPCIポyプを停止した処置の妥当

性があらためて問題Kなる。 3.1節に述べるように. HP C 1ポンプを 1基だけでも運転して

いれば，炉心のポイド発生を押えるととができたのである。とのととは後Kも述べるが，たと

えとの時点でHPCIの注入をとめるのは，あるいはやむを得ない操作であったにせよ，以後

保有水が減少したとき Kは，それKいち早〈気づき. HPC 1の再投入をしなければならなか

ったのである。

(5) 主循環ポンプの停止から炉心ヒートアップまで

-8-

JAERI-M 8 37 3

1 5 ft

4 Oft tt, - ^ ^ ^ © ^ m f f i M © ^ ^ ; © ^ * : , £.WM#y7K.m.Wi*!kV„ * * * x -•> a vfifrB|#:£.sLbftfcfc*!>«!:^9.

1B£K45:9- * y H / ^ I K t t * 7 « *--^©ffi6 2 0"p( 3 2 7 ' C ) t ^ & Wo fco - 2R#RB

:Ste. i .#£®§*->'7 - t r 4 £ £ &-S0-3 ft&fiOgiStef'Coi/aT, N B O U g g f t n i . SI frK, £.mW** 7-£&&ftikLtzW.&K,Jp>b'D*- J 7 , T ^ j g & T ^ S © - ? , a i ^ y T-îLa&izJ^Jfcbt- h 7 j 7 - £BW>©Tt t75 :^#>£#£3©&&JS#>b&t £•?&£,,

A i 4 W ^ . W ' : - l - 7 » 7 r a t 5 a i S l i i # J © » « , Af tWt 'C t t f f iA*- r i c** H P C l&7kK*;Z'<%fctE.t>ti&<,

t n f bs t i©g | igT^TK^f l -®a , t©sK^±^LT^fe«r tea t t f f i^ i : i . t t i s 0 n.& frt^tit, mMm<D%>mii±wim&K.&z>*©7we*3 <, $&. siii<g©j: $K, IB#IH3O

i iT^ fe©t , ^ © f t ^ f g ^ S t o T f f i ^ & t t t ^ b f t f t ^ k T & . S , ,

(6) J)DEIl7C^©H|J6-ajt)^b, ^ © S S - t T

L ^ # i D T ^ 4 ^ £ i K I ^ I , •*-©£ 5 %m£tK"t%A_X%iLft0^m!K-z>

8^(H)-C-fe5o *4) a » 6 J S E « - t f t t , t*UW«©7n# (block valve)<DR385KSSLT©»2JE#, t - < T J S L # ( r e l i e f

valve) OBSHIi#*il-ClrtSo

- 9 -

JAERI -M 8373

1時間運転員がBループの主循環ポ y プ2基を停止した。

1 5王子

1時間運転員が Aループの主循環ポンプ 2基を停止した。 ζのようなポンプ停止の理由

4 0分は，一次系内の蒸気流量の増大の結果，主循環ポンプ陀振動を生じ，キャピテー

ショ Y 破援が考えられたためという。

1時間45分ホットレグ温度はオフスクーノレ温度 620'F(327.C)を振b切った。

-2時間

運転負が主循環ポ ;/7・を 4基とも切った処置の妥当性について.NRCは否定的である。綴

かκ，主循環ポンプ全基を停止した直後K炉心のヒートアップが起きているので，もしもポン

プを止め念かったらヒートアップを防げたのではないかと考えるのも無理からぬととである。

との頃，まがb念T(!Lも二相混合物でお、ぉ、われていた炉心が，流動停止陀より，その上部が蒸

気雰囲気中K露出してしまった可能性は強いロしかしながら，今回の事故は，本質的(!L.冷却

材保有水量の低下が問題念のである。ポンプを切らなかったととろで，保有水量減少を押える

ことはできないし，万一ポンプがキャピテーション破壊でもしたら，事故の規模は更K拡大し

たかも知れない。炉心ヒートアップK対する対応は，別の処置，具体的には注入モードによる

HPCI注水Kよるべきだと息われる。

ともあれ，炉心は 2時間後あた bでヒートアップし，ホットレグ温度は 620'Fを振b切っ

た。との頃の一次系内の様相は. Fig.2.5のようであったと考えられる。ホットレグ温度が飽

和温度以上(す念わち，過熱蒸気)になっているととは，との時点で，炉心の少なくとも一部

は，蒸気雰囲気中K完全に露出していたととを示している。ホ y トレグ温度のオアスターノレは，

との後約 14時間持続している *3)

とれより前の段階ですでK燃料被覆管の温度が上昇していた可能性は低いと見られる。なぜ

かというと，燃料棒の発熱は崩槙熱によるものだけで小さしまた，前述のよう陀.1時間 30

分までは加圧器逃し弁を二相臨界流が通過していたと思われるととから，ホットレグK多少は

水が流れていたことが推察され，さらに，主循環ポンプによる冷却材の循環がともかく確保さ

れていたので，炉心の冷却能が極めて低かったとは考えられないからである。

(6) 加圧器元弁の閉め切りから，その再開まで

2.3時間 B ループの SG(!L一次冷却水の漏洩が発見され，切b離された。また，加圧器逃

し弁が閉じていないととに気づき，ぞのような場合にそなえて逃し弁の手前につ

けてある元弁(手動開閉弁〉を閉じ，一次冷却材の放出が止ったJ唱とれKよ!>.

系統圧は上昇しはじめた。

車 3) 資料 81'1:よれば，途中で8Gが切り雌された Bループのホ y トレグ温度が. 1 6時間までオフスナール高を続

けていたのであり， Aループのホットレグ温度は 10時間でオンスナール忙戻って.t>'b，オフ""7ール期聞は約

8時間である。

ホ4) 公聴会速記録では，とれ以後の元弁 (blockvBlve)の開閉に関しての記述が，すべて逃し弁Crelief

valve)の開閉と書かれてhる。

-9ー

JAEKI-M 8 373

3B#|18 ^ ^ E t t 2 1 5 0 p 8 i g ( 151.2atg) f C i # L f c . t © ft fe, ilfeAW^^SB ES§7c#£ggiAft„ îKEttS!>"ig:TU*&to, * * : H ^ ^ 5 B#[?p$,&-? 1 2 5 0 p s i g ( 8 7 . 9 a t g ) 2 T f i T L f t „

2. 3B#M^b 3B$ffltT-<D-&m<Dmffi<l±. Fig.2. 6 © J: 5 T& -? ft £ &t>ft •&„ 2 ^ H ^ bM&tt, ^ - k i i T O ^ m S f l l S l ^ K f f t t L ^ t t T ^ J j , * 8 f l i I f E I t t ± # L , $ ! « § © i*«&5StlEttff iTL.T^/£t*d5o - ^ , - f t ^ S I E ^ H ; , 2. 3 ^ f i K J n E ^ 7 E # t m f e ftBSfcfri, 7 0 0 p B i g ( 4 9 . 2 a t g ) t t { £ T U T f c ! p , M-8§F<3E I \> \& < 6 o ft t © i #* . 5>n^>„ L f t r i ^ T , ISa i : ©^SH:£ .©^ iDf t -B j tH4 7 5 :^^ 0 | f i » f i ( O F P i ) ; - M f i VOkm-StlttmUt I T , 3 ^ I I K - ^ t y / * 7 < >-?iiS-C6 0 0mR/h i^5i&8*S£ #89j£3f tT^«5 a £©t tg# t t - e f t»5<! : iS<4^©T, t ©B#J&3 t © ® * ! ^ . & o T & £ <€*'T*>-5i:»f?-t-«e: £ <>Tl5tf , - # , £©«—Jfc#£P>£ rttt « £ / - £ " »fe ft ^fcri 'o ft£=f.tbft&©T, F P « m $ f t 5 1 T ( ! : W # * z ) ' ! J , frw>> 7 *? i îxsm-f S F P i l i ^ * ^ ^ ^ ^ * ! ? ^ ! ) ^ . M©&gfcBBLTtt, 3. 2«JT?iSJ§3- -S„

S t , ££.-?*> 5-KSnESsTkfeK: ^ * * T t * J : 5 o Fig.2.6K:^^ti.aj:5R:, a i - t ^ S t

S l E i i t o E i i l g S O ^ E z M f c i U ^ * * h i ^ $ l * f f i : © i £ r c j t & ; ^ M £ t & J > £ o T L t 5 £ . ;P >k©*ffi#3E'ffcL-r*>. i(±^«PE«rt©*&J±«f!*>&ô fc©t£tt, aDESTk&^'Ict-KfflL-C i^

V (7) ? 3L-sf- ? > * <OS.tl*''* S frb&$iig-m<DBEl>*•'<<< **X-

3^FM ^ x x - f - ^ ^ J ^ T S p s i g ( 0 . 3 5 a t g ) ( D E S ^ ' ; - f ^ #fg£Lfto 1 5 #

3.8B$fKJ # i y ^ ^ x ^ r t t l l p 8 i g ( 0 . 7 7 8 t g ) f f l E J ^ ' < - f ^ # ^ 4 L . f c . t © i i , i g S E * 4 1 p s ig ( 0.0 7 a t g ) Z>>b 3 p s i g ( 0.2 1 a t g ) i ^ M L * . ^ S ? I E * ^ P i ) i ^ ^ E 4 psigC 0.28 atg ) K S L , &»§:f§JlPl*!<5ftft,

ftMÊStttili 5 psig(0.3 2 a t g ) t t S L f t . t © S . - f t l E i t t 12 50psig ( 8 7.9 a t g ) t t i T U , JUgAHt t ft SpElff7C^* ffl U. fto •£©

jfet, - f t i g E S t t 6 i$f f iK 21 0 0ps ig ( 1 4 7.6atg) t t l # U . i lfeAtt , &J*y&*iSU B H B ) £J8i/>T:F<lJ4i$*PL J: 5 t l ^ , - t f t ^ f i *

3 0 5- ° r t B * E * r * > * 400ps i g (28 . i a tg ) J i (TK:^ iKE*T^"^f ta6K: , ftjElf 7£#£ifiV>ft0 - t©M«, 8 ~ 9 ^ F H ^ E * t t 5 0 0 p s i g ( 3 5.2atg ) 3 TffirT L-C, S E * © - S 5 # S A 3 f t f t o L ^ L , ^ffiffittRHRftl&gSE-fCttffi

1 0 I S 1 *§^^«ffrtlC 2 8ps ig ( 2.0atg) © E # * '< -f i? #§§£ Lfto t © E £ * ' M ^ i ^ t , teitt&gS*7i"f#iSlBlK:fl5»U 2#fSCi:3<8; N a O H S 5000 gal ( 19m3)fctei|ft#gSrtl'Cft#Uft0

- 1 0 -

JAERI-M 8373

3時閥系統圧は 2150psig(151.28もg)まで上昇したu とのため，運転員は再び加

圧器元弁を開いた。系統圧は再び低下し始め.事故開始後 5時間時点で 1250

psig(87.9atg)まで低下した。

2.3時間から 3時間までの一次系の様相は. Fig.2.6のようであったと恩われる。 2時間か

ら以降は，炉心上部は蒸気雰囲気中K露出し続けてな!J.燃料被覆管温度は上昇し，被覆管の

機械的強度は低下していたであろう。一方，一次河却系圧力は. 2.3時間代加圧器元弁を閉め

た時には.700psig(49.2atg)まで低下してか!J.燃料棒内圧より低くなったものと考え

られる。したがって，被獲管の破裂はとの頃生じた可能性が強加。燃料棒内のFPが一次系内

に放出された証拠として 3時間目 K一次系サンプルライ y 表面で 600皿 R/hという線量率

が測定されている。この値自体はそれほど高くないので，との時点までの破損は，あってもど

く僅かであると解釈するとともできるが，一方，との頃一次冷却系内はほとんど流れがなかっ

たと考えられるので. FPが検出されるまでに時間がかかり，かつサンプルラインまで到達ナ

るFP量は少なかったという解釈も成b立つ。燃料の破裂に関しては. 3.2節で説明する。

さて，とζでもう一度加圧器水位(rC 点をあててみよう。 Fig.2.6 (rC示されるように，注目すべきと

とは.ホットレグから力nlE器に至るサージラインが〈実際には多少複雑に曲っているが実質的には)u

字管になっているととである。このため，ホットレグが水蒸気中K露出している限Pはホット νグの蒸

気圧と加圧器頂部の蒸気圧水位とU字管ホットレグ側水位の差による水頭差と釣b合ってしまうと，炉

心の水位が変化しでも，もはや加庄器内の水位は動かない。とのととは.JJ日圧器水位だけに注目してい

たのでは，一次系保有水量の減少はわからないととを意味している。

(7) クエンチタ y タの圧力スパイクから格納容器の圧力スパイクまで

3時間クエンチタンク内で 5ps i g ( 0.35 a色g)の圧力スパイクが発生した。

1 5分

3.8 時間クエ Y チタンク内で 11psig (0.7 7atg)の圧力スパイクが発生した。とのとき，

格納容器庄カも 1ps i g ( 0.0 7 a t g )から 3psig(O.21atg)まで急上昇した。

5時間格納容器圧力が隔離設定圧 4ps i g ( 0.28 a t g )に達し，格納容器は隔雌された。

格納容器圧力は最高 4.5psig(O.32atg)まで達した。との頃，一次系圧力は

1 2 5 0 P s i g ( 8 7.9 a t g )玄、で低下し，連転負はまた加圧器元弁を閉じた。その

結果，一次系圧力は 6時間目(rC2 1 0 0 P s i g ( 1 4 7.6 a t g )まで上昇した。

7時間違転員は，余熱除去系 (RHR)を用いて炉心を冷却しようと思い，それが作動

3 0分可能な圧力である 400psig(28.1atg)以下陀系統圧を下げるために，加圧器

元弁を開いた。その結果 8-9時間κ圧力は 500psig(35.2atg)まで低下

して，蓄圧水の一部が注入された。しかし，系統庄はRHR作動設定圧までは低

下しなかった。

1 0時間格納容器内(rC2 8 ps i g ( 2.0 a t g )の圧力スパイクが発生した。との圧力スパイ

クを拾って，格納容器スプレイが自動的に作動し.2 王子聞に 3~彰 NaOH液 5000

gal(19m勺を格納容器内に散布した。

-10ー

JAERI-M 8 373

2 E K i > * 5 i > x y f - ^ y ^ f t O E J ^ - V ^ i , -t<D&<D fa &!&•%*& BEX* - < 9K-ov> X, •&ffi£!&1S&8:KtrtJtm?ir" very s h o r t , rap id s p i k e " , " v e r y s h o r t sp ike

up and down" <h 16 <J tt T l/> £ , £1 tl b tt^-f ft % zK^JifSK X. i> Et) * '< X$> h t %

K£.Zt><D#ff3§A.btL2>ffi, -tOflbfC, -#.%}%! &<£Kttctli-$tltzF P © ~ = - * »K H i>

&J>, a l f # r S > ^ l 4>^=7= j r A©3J»4J) © f t * : , ^ S - * S ^ t B f t " f l : 4 > A ' 3 = !> A(C3Eo

L i - s f t i ^ffi^5n^>„ t o t i t t , ^ ( « : 4 5 n ? f c - * ^ * p * * ^ 7 ' ^ © « - * f T . (%&&* fCSfet&SftfcF PM(l3t>Mt±-yt>^) rfs^MJ-f ^ ^ ^ M © 6 - 8 sKK^-f ^ i ^ 5 M *

3.2S5-eizE-<.5o e :£T, , W C 5 5 > 4 ^ 0 l i , & * f t ^ f § © l i l l # # i & g f i & ^ 5 f $ i a t T £ 3 f t £ ; 4 ^ ; t i t

^HtT©IS^»UiBcf t7 fc i -S ton« 0 Z.®1ttb, FPtttiJ£fi$iB©Jls!?#/* v^KiJUbnô ^ ^ ^ © g B t t ^ S ^ f t f a i ' ^ S ^ f c © ^ * ^ ' ? ) , F P £ # f i f t #* ,£-&?§• *n7j<ttiii4iiM©^^*.^^ttjL, m%&Fpjjxfr%mffi%mcxi%%.Kmtii-£hz>Km-i •ft* £©<£ 5TJ, FPOifeiiisg&Ko^Ttt, 3. 4fj-eitt$:?•£,, ft*-, 8 - i o ^ f M f o -fcmom-faid, Fig.2.7©i 5t*oftiSfcft*„

(8) - ^ M © @ 9 K J : i R « a i t t I 3 i $ i RHRKJ:.5fr£p&& £ bib, *jffi*flRBE-t*fcfcK;&qEit7c#4ffla6fco

1 6B#fffl - ^ © E ^ t t 2 30 0ps ig ( 16 1.7atg) £T_kH-L7£,> A > - 7 " © ± ^ ^ - * ' ^ 1 * ( 1 A )©£»(« : j £ # L (BSfBtt^FP) . - * * r t © ^ ^ ^ @ « L f e o * ., h isjr<DUm.tt.*i'*-r-n'Km-?X 5 6 O'F ( 2 9 3-C ) 3 T f f i T U =» - A-K ?<DU$.\d 4 0 0°F ( 2 0 4 'C )± X±% L «„ S Q r . R i t l ^ M ^ t o

L, -AMimms^X, 8 Q - i M t 5 © t ^ 4 . fc£U E2Jttift#>fcK:i,T*>,-fc*f£

<fcfct, £ .©«7)>4!3^ :»©ECC7Jc*aAUr£^©i^^b i i -5„ l 6 l$W&P$©-i!USfflE» tt. Fig.2.8©J: S S t O i l f c f t ^ .

- 1 1 -

JAERI -M 8373

2度にわたるクエンチタンク内の圧力スパイタと，その後の格納容器内庄カスパイタについ

て，公聴会速記録陀はそれぞれ“ very short， rapid spikeヘ“ very short spike

up and down"と記されている。とれらはいずれも水素爆発Kよる圧力スパイクであると考

えられる。水素の発生源としては，高温の燃料被覆管と水蒸気との化学反応(金属一水反応)

Kよるものがまず考えられるが，その他(IL，一次冷却水中に放出された FPのベータ線による

水の放射性分解や，溶干字水素の解離念ども考えられる a 水素量の推定や圧力スパイクを水素爆

発と見る根拠等Kついては， 3.3節で説明する。

ととろで，多量の水素が発生したということは，とりもなお‘さず，炉心が長時間高温状態(IL

あJ:>，被覆管材であるジルコニクムのかな bの最が，金属一水反応、で酸化ジルコニウムに変っ

たととを意味している。多分，炉心の少左くとも一部では，燃料被覆管はバラパラ K破砕して

しまったとも推定される。このととは，後Kなされた一次冷却水サンプノレの分析で，冷却水中

K放出された FP量(ヨク素とセ V ウム〉が炉心インベントりの 6-8%(IL達するという結果

がでていることからも裏付けられる。とのような，燃料扮傷の程度に関する推論Kついては，

3.2節で述べる。

ととで，忘れてならないのは，格納容器の隔離が事故開始後 5時間までなされなかったとと

である。燃料破損の結果一次系K放出された F Pは，加圧器，クエンチタンクを経て，格納容

器底部のサンプK達した。サンプポンプは 7分 30秒から格納容器が圧力高で隔離された 5

時間までの間作動し続けたと恩われる。 ζ のため， FPは補助建屋の廃棄物タンクに送られた。

廃棄物タ Y クの容量はもちろんそれほど大きいものではないから， FPを多量K含んだ一次冷

却水は補助建屋の床にあふれ出し，揮発性 FPガスが排気筒を通じて環境K放出されるに至っ

た。 ζ のような， FPの放出経路Kついては. 3. 4節で説明する。なた， 8 - 1 0時間頃の一

次系の機相は， Fig.2.7のようであったと恩われるo

(8) 一次系循環の回復Kよる炉心再冷却まで

1 3時間 RHR(ILよる冷却をあきらめ，系統を加圧するために加圧器元弁を閉めた。

3 0分

1 6時間一次系の圧力は 23 0 0 p s i g ( 1 6 1.7 a t g )まで上昇した。 Aループの主循環ポ

ンプ 1基(1 A )の起動に成功し(時聞は不詳)，一次系内の循環が回復した。

ホットレグの温度はオンスクールK戻って 56 0 cF ( 2 9 3 'c )まで低下し，コール

ドレグの温度は 400'F(204'C)まで上昇しだ。 SG了二次側で蒸気発生が始まっ

た。

ととに至って，やっと，最終的左炉心の冷却法が確立した。すなわち，主循環ポンプをまわ

し，一次系を循環させて， S Gで除熱するのである。ただし，圧力は高めたKしでも，一次系保

有水はとの時点までKかな b減少していて，ポンプを起動させる tては不十分だったはずである。

ポンプの起動K成功し，しかも 16時間後のホット V グ温度がサプクール温度になっていると

とは，との頃かなり大量の EOO水を注入したものと考えられる。 16時間以降の一次系流動

は， Fig.2.8のよう念ものと息われる。

-11-

JAERI-M 8 37 3

1 3.5B$[H[a»fo 1 6B#|HI<CjWt, ±M^v Vk±U^î-AK%m (bubble) # f c t , T l a s t i « § 3 f t T W 0 t o a i c ^ p c u - c i i , t n j : i i K S ^ T , -ifc^ft©® K t 2 0 0f (9 3 C ) f C f i T 3 * T t > . E#W 1 0 0 0 pa ig ( 7 0.3 a tg )SKKi f t o TI/>

i U f t , ^6 t t£©«F^T^*P€n , *fttt-{S©i|l?il§iJl.fc. tfti0>5)l(l, ;P<C>rcfc * o * # « < ! & t f * © : ! . ! : ^ © ^ , 3;fe*©Sfc*:£i!fc#3N&&a©J£j&,fc:4a#, t f tK

- 1 2 -

JAERI-M 8373

l. 3，5時聞から 16時間にかけて，上部ヘッドと上部プレナムに気泡 (bubblりがたまって

いるととが報告されている。 ζ の気泡の成分Kついては，とれよ b後になって，一次系内の温

度を 200"F(93'C)まで低下させても，圧力は 1000p自ig ( 7 0， 3 8 t g )程度にとどまってい

たととを考えると，蒸気だけではなく，少念くとも一部の成分は非凝縮性気体(たとえば水素

や希ガス)であったと考えられる。

ともあれ，炉心はとの時点で冷却され，事故は一応の終結を見た。とれから後は，炉心にた

まった非凝縮性ガスの量と成分の予担IJ.またその除去方法が事故処理の焦点となるが， ζれに

付随する諸問題については，今後の事故報告で明らかにされるであろう。

-12-

JAERI-M 8 37 3

3 —A-h'U'^'- Fig . 2. 1 TM I 2 # 7 - ? y KD^FBBIi

- 1 3 -

JAERI-M 8373

6.6m

コールドレグ

水

言十

TM 1 2号プラントの平面図と立商図

-13-

JAERI-M 8 37 3

Fig . 2. 2 £ « * n 1 5 *

}J0EEi§^b©ft*P*«ti} #s i £ L # « 7E # H f ^ K / f f j © - ^ ^ * - ^ ^ 1 A, I B S G - fc f1 © HS- *q tg ±jfe±%-e?%M

B n< - 7'fc £. & +. fPlii*© — fo^tfy^ 2 A, 2 B B n< - 7'fc £. & +. S Qz:efcf!l©^*ptg ±il&*:£T#AP

H P C I O t t A M * y h V ?<D— &i%*P# *ts«*

- 1 4 -

JAERI-M 8373

定常状態

記事

加圧器からの冷却材流出無 |逃し弁関

Aループによる作動中の一次系ポンプ 1 A， 1 B

二次系への除熱有

S G二次側の冷却能主給水系で冷却

BIレープによる作動中の一次系ポンプ 2.¥， 2 B


S G二次側の冷却能主給水系で冷却

HPCIの注入無

ホットレグの一次冷却材未飽和水一」

に・川劃

EIれJf

-14-

JAERI-M 83 73

Fig. 2. 3 *&Ba*&«g;iii$iH e # ~ 8 #

MEE.mfrb<DftM#miti -ft&nm *BL# ga jc # 1 W t O - f t l * ' > ' 7 ' 1A, 2 A S G -&1i©ft£pfB (3 £ A, i: £ ^ f^S)*©— ft^*'^^ 1A, 2 A S G:rft-$l©#*Pt6 #5£/<,i';5:^

H P C I O S A A, B 2 -7*(Ci£A*- KTffA * , H ' ^ c - f t ^ t tafps-^ffl

JAERI-M 8373

事故開始後経過時間 6分-8分

記事 • S G主給水系はポンプのトラプルで停止

• S G補助給水系は，ポンプ吐出弁が閉じていて流量なし

-加圧器逃し弁は，圧力高で聞いた後，圧力が下っても吹き止まらず

-加圧器水位オフスクール高

加圧器からの冷却材流出一相臨界流 |逃し弁開5i;弁関

A;レープKよる少ない

作動中の一次系ポンプ 1 A. 2 A

二次系への除熱 S G二次側の冷却能ほとんどない

B Iレ-7・Kよる作動中の一次系ポンプ 1 A. 2 A

二次系への除熱少ない

S G二次側の冷却能ほとんど念い

HPCIの注入 A. B 2 Iレー 7.VC注入モードで注入

ホットレグの一次冷却材飽和混合相

-15-

J A E R I - M 8 37 3

Fig. 2. 4 *ftga&&jgilB$IW 2 0 # ~ H $ I B

SpEEH^feo^^^SEff i - f f l E U I ^ *su# IS 7C J? IS

fpS, + © - ^ ^ * - > - 7 - 1 A, 2 A S Q Z l R f J © ^ * P t g *iBft#&7kT(,££P

B * - 7" K J; 6 M f^MbÔ —#.%*>• 7 I B , 2 B B * - 7" K J; 6 M

s G - ^ f j o ^ i p t g # i i l & * f ^ i | J

H P C I O t t A 3 S T / , * - K © a A £ . & * > * l £ * y h V#"©—&&£P# SSftia^-ffl

#& * «*»*)

' " • " ' • ' ' - • " • •

'M

•#77777777777? •7777777777777

•1 6 -

JAERI-M 8373

事故開始後経過時間 20分"-1時間

記事 -系統は飽和状態で安定

-圧力容器内水位は次第K低下

加圧器からの冷却材流出二相臨界流 |逃し弁関 | 元弁開

A ループによる作動中の一次系ポンプ 1 A. 2 A


SG二次側の冷却能補助給水で冷却

Bループvcよる作動中の一次系ポンプ 1 B. 2 B

l 二次系への除熱有

SG二次側の冷却能補助給水で冷却

日 PCIの注入充てんモードの注入と思われる

ホットレグの一次冷却材飽和混合相

-16ー

JAERI-M 8 3 7 3

Fig. 2. 5 *ft l8#!&igji lB#[l§ 2BJ' ~2.3B$f i

snESsa»fe©#£i#«Etti mn&RM s£L# gs 7c ft m f^S&f © - * * * ' X 7- 4 L S G r f t f l © f t £ P i t g *SJia#&*rcj;£?f?*p ftWj%><D-ft.%*yy * L S Q - & « ! © ? £ *P 16 ^ S l ^ T K K i & ^ S P

H P C I C t t A 3 5 T A , * - K O S A i i f c f t S * y H / ^ O - S l f t f l l t j g j t yg^

h

•a a

°¥ or? •'.:.;o:.:

b '••'•'. fed

V7777777777-•77777777777777

- 1 7 -

JAERI-M 8373

事故開始後経過時間 2時i・~怠 3時間

記事 -主循環ポンプは全基停止

-炉心の一部が水位上(rL露出

加圧器からの冷却材流出蒸気臨界流 |逃し弁開|元弁開

A ループによるほとんど作動中の一次系ポ Yプ念し

二次系への除熱ない S G二次側の冷却能補助給水vcよる冷却

Bループによるほとんど作動中の一次系ポ Yプなし

二次系への除熱ない SG二次仰lの冷却能補功給水による冷却

HPCIの注入充てんモードの注入と思われる

ホットレグの一次冷却材過熱蒸気

守

-古且

JAERI-M 8373

F i g . 2. 6 *i&&S&&ig;i§B$l!8 2.3^Fffl~3^fffl

mm •JDEg§7C#*^»TSflJ6*

mBEm^bo^mamib a. L » L # m 7C # IS ^jj,tf.O-2>:^*-^7- 4 L S Q-&.Qi<Dl§ti9ffi ft§JKJii£7kK ££ft*P

- R ^ ~ . © l & * m

t^ft* <D-fc%# v? it L-- R ^ ~ . © l & * m

S Q - * f l ! © ^ * ( l t g £ L . ( H * ) H P C I C t t A 3ETA,*-K©gfeAi.l*?ft* ^ • ; H ^ / 0 - ^ H t j i B ^ S t

SG-BHil

- 1 8 -

JAERI -M 8373

事故開始後経過時間 2.3時間-3時間

記事 -加圧器元弁を手動で閉める

加庄器からの冷却材流出なし |逃し弁関|元弁閉

A ループκよるほとんど作動中の一次系ポンプなし

二次系への除熱ない S G一次側の冷却能補助給水Kよる冷却

Bループによる作動中の一次系ポンプなし

二次系への除熱無

S G二次側の冷却能なし(隔離〉

HPCIの注入充てんモードの注入と恩われる

ホット νグの一次冷却材過熱蒸気

i

.

.

l

.

.

l

川...、、.、.白町守.』=...1‘h•.

'.

-

1

・}・

i

・・・・・

1

・・

.. ・

....E・V・-a

一，‘‘J4

~ur---..目.，J

・・、L2.

、・v

J

・‘.. 、・h

i

-

-

，i

・・

1

‘l

i

H

i

‘

1

1

1

・l

j

1

・・t

e

-

・‘... ‘ll

・--・、‘.

1

守‘1

・1

・a

‘ー‘

.

.

.

.

.

，.町le--‘

-18-

JAERI-M 8 37 3

Fig. 2. 7 J S t e S ^ ^ i g j g ^ M 8B#W~ 1 OB#|H

I B *

MBEMfrbVftmttffitii M%.mRffi. i £ L # (SI 7U # gfl 1>EWi*>®-?k%tfy7 4 L s Gz:^fi |©i^4|]tg ffi«jf&*KJ:.Si'£#i

%L fpSlf © - R ^ t f i - T - * L

%L S G - & § ) © $ £p& 4 L ( H « I )

H P C I © S A %TA,*- V<0&At&ibtiZ> * , , h u ' ^ © - J ^ ^ 4 p # iS**£M

SG-BHK

JAERI-M 8373

事故開始後経過時間 8時間-1 0時間

記事

加圧器からの冷却材流出蒸気臨界流 |逃し弁関|元弁開

A ループKよるほとんど作動中の一次系ポンプなし

二次系への除熱念い S G二次側の冷却能補助給水(tLよる冷却

BJレープ(tLよる作動中の一次系ポンプなし

二次系への除熱なし

SO二次官自jの冷却能なし(隔離〉

HPCIの注入充てんモードの注入と恩われる

ホットレグの一次冷却材過熱蒸気

-19-

JAERI-M 8 37 3

F i g . 2. 8 *afcra^^jgji^K i e^Kijy.^ I E * ' i i l * ^ / l A-Cf-t-ftiP

SDE^^b©^4P#SfEtti 4 U i £ L # M 7C # ffl <fe$)4?0 — -fc.&tf's? 1 A

S G=&H©f t£ | ] t g «Sd*&*^J:*^*p

B ; u - T ' K J: £ ,»,. f ^ f t f f 1 © - ^ ^ * - ^ ^ 4 L. B ; u - T ' K J: £ ,»,. s Gz:&««©&4ptg * L(mm)

H P C I © £ A ^ IE * y !• U ^ © — & # * | J # * I S f P *

SG-BPSit

- 2 0 -

JAERI-M 8373

事故開始後経過時間 1 6時間以降‘

記事 -主循環ポY プ 1Aで炉心冷却

加圧器からの冷却材流出 1i し |逃し弁開 l元弁閉

AJレ一プ(!cよる作動中の一次系ポンプ 1 A


S G二次側の冷却能補助給水Kよる冷却

B ループによる作動中の一次系ポンプなし

二次系への除熱1iじ

SG二次側の冷却能し(隔雌)念

HPCIの注入不明

ホットレグの一次冷却材来飽和水

ひU.xjrに叫vuJ5・・品、AHL

-20ー

— 21 -W

22)

T門工之せず子宮Ut通r狗/)子長潮鈴号化ークムス (020砂-ざと・)

手荷量f/{制点i!:Ja(，Y!fC 〆以略公認め・/?1flf.~グ押1). II/l.バギヲバ有UJV.:d〈拘，o>t1fr:L立:.，~， "d iをど hU，iノムJψ主主ヘヲ昔前向心I

s" IKC.s I I7'Pcrl~1 グ湾局観i>tJ j'SJrtM骨?必正号事島ぁd .;J.χi.ll"P射音ω

バ 11'; Q)

猟 j，(j (2-;17 /'141'c )

、父子

主

込i#・dl;:・HIt--

ム点制鉱仔フル1:主総米t:':'7'~卸αじy・"'1 IA B I A B

;J;乙らど___JLL() .. tJ".

~/

』時ダト::>，71え均乙r2.>t.伊4'(/tft:6.u)

d r.

Jr'.I.l'l，á.û~ z.対ふダトク内ヲ'

y f

ll~-h、へωωvll

/之-単.0LHも明

/之

/$' ，tヲトLグ遥浅t::<-2，，，/; Il"ft(J22'C) '-':ν

グ

f 1&*'

* /1' .~ßJ.):-V~μ:事v/2)/Jt

2J*

~J) J-と:ンた;わ':J/'#!fd芝 ρMé.，~.;r.~)・地・ω通もす球場孟ið//J.~a4(シザ匂~)

2βか_-//1，伊4 ・J'$t戸“'j.3)J，日£移1i1A 51; d.I.:フρで・)J

ズ唱え (i)DOCKET-SαrρJ f./，，)-'f

逗)タ PメJ-，乞

③PIY/)-Jj-~ダyoJE. 8u.u..t'n ?J. QtA

草刈 (});.:IκId-・220かd;t.t> (j);.:I41I". 2/~み地'

zi

Q>

5^

•2

M

1 '

^ ^8>

I" * % I"

&J

-l-

-*

I:

*.. a-»

î-

sv-~i

H

1 ~~\

1 p

r ^

T r-

"<\J \cf-

-o «i>

-I H

—

-lîErw

*^-^*?!

s •a-

-OH

^S

^

o to -suss t^^î^S

-iZ."-J.

<r JV #

* 1

5*

/"N

—I—

& * i

(5, ^

'〆、ー.'.v

丁パL之ずグ子読経過(Zd)2) 令書í)~1Z-J~安定:'Ij~室、毛糸ポ夕、在喝 ρρ仰と〉

Jグ vf/グ dfo J40乞、

千中伊却炉伊均ヂート践!釦丹ニ74 S'p 却パ~()a? 山中};7)

q tBE ，《FP， ae 『 dT四《'民Jウ

j」ー(Ts:物デJJ~jgc)

「一一一ーメ'!ii><ロ渇長 5>6.Sr(2JJ.nγ元戸泌 607グrO/J，}'C)山、

{ω:/06ア，3/7努倣湿反物デ(.J倍。'C).J/

I;長下内

/ヤ'/(C9.

減努惣寸メ王手

2

パcδIttPC工Sq-

IJ.どか{鍵 --~-I-~

搾認す。 11

、r、ιぷ-

-$乙

。04也盟盟主lHJ'千

サみアポンプ'

.I<t) ~ t3t先坊勾

(うJ/タn~CS )ラ;):/二7初婚[-16'

〆~8・ 13ゐ荷縦林叫7~桝|Tfp f守-s;f，料等底的lJ' ~I .:， Cf-A)L/).干凋吟

/世

i' ，q;必かや立;1坑J"'/Gン

/2 一三アナィlJτ条

7/9

/6

ill.

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

1

ー--.tii-一ーー一--+-...-

/且JO'IttPCl-gi.動転|

/1ちe/e.

ρ E

/ダ

;1'

~*>

1 5^'

IMV^NV

-V"^

o.

fr^N^'-V

s.^^^

irsK'K

V ~ >K

-?K C

^g "

•^

f -ft

a:

^

•^

^l

^^

^^

^l

^ 5K

•~u

—i

—

.^/—

^•^

'VT'Q

OO

^-SK^rT&

J*

<-Ocfcr$g-jg»^

^ ^

T-T~ ^

a-*

||

ee

I (\Sl

J. £

- -§•§ N

•5 ^Sy

afS

~¥ N 3 ^

<?-

H

K

S3

— as^^t

一一・ーー一ーー一ーーー4ー司ーー一.ーコれス九ψ .-.. /1活 iH危'I-A.8除制誠71

F

ノノ三 /2

ブデ

， T え/ダ /9-

ぷ閣ヤ， .-' .ー -- ー，

/ダ' d

，-匂 μ~1aZ) <

S c R 主L11

¥ 、町.

F S " -， -'t /会/'t

11 f 府

11 す、今-'，も

ン

I I dσ

a f花tsJszvFm臼r押rttJJ 20 一一一一一ーーー一一ーーー

(WJ7 '‘ー‘

、〆

2と22

，、

2'7 2'1

|←μ |←J"J.L-)成主

z6 と》予、

(官子官d民

I ， n 2if

.Jo - ー，ー-ーーーーーーー一ーー『 -rr ーー- ~'

11 I I

r一一

文書ベ.①DOCKET-to3e{)・').3';>'メJ-::< @IEふ必ゐフ'JO$/¥

本υ7万e嶋崎t印字o/eo[ m;nufe.s〆，，'，gdryor.lぷ2).~孫~:t(必..:47スケ-，\ι;努..，;ぞのか〆

叫};.腕:/Í- JJ2.ノ政~①向'00内i-t， /S9.")a4 ，ペtJ.6~)ノ'Jf'.・7Ma./ごJtJ1も舘戸渇6t-. 3Y..:!.O'ι (ð'~lヂJ

刈目別-7';;λ7の荷主:iほかμ 。'f-<lタ(1'7-.1巧 J仰 'if)/:よれ4・S8'f'F

lbJKl

IS

^K-^-V

rN

tN-V

ry^.Vl\^

\rsK^V

-iHw

<<x' ir^-K

V-'it-^'

"R>

^

f ?

^

.

4" ** "1

$-1 Ni *

N i

8- 1->\1

1-i-*-

S-X

S>-^ <5T tb fe •=£ M-

«*9

It <V tf

8* 'J 5

M1'

i

3P

^ iX

.*

Tn12-&i)5子託金星通f白めずさ究払六点岸辺とートプツヌユ合室ぷ、金運(~明'~301J'Q(‘J.

''''IV '17' C，ベ叩，，~召''''/.3民 <，L，L

え 43、在員手辱荷主ぞ 4P 長 2董均~ ぷT '~、 GI_Iナι)' ぷ手持怠品

記子 SG Il<'cSII1:m d /抑 20':' .30b(7

星通守。ノゲ djoJグ今伊みに}淑ザl司乙こきe'!I字表 ABIABIAi3 珪々々。 A~，:. /~ud }幼す，，1 /ゆ之)縛 I III I I i 弁。 /岬 ε柳川シ

降一一一一一一一層 nrn i'" "'77' 臨Z HIE i 1l raM mvg 壬内7・フ4ノ戸ートー7Jo がジ'P':'7「73 F 捌抑斜伽酬ートnIIII! s-/J -1 A}:益法? tH 脱却

'//乞，12杭 I-A，frj-!.o相場 ll 朱~"'I I I /t' 5詔M ZZ17 ||

201 1 1 111 1 11 i 1 1 1 i 戸/♂'/t~ 、(')1.・'l-a.l) ノ

to「'、u寸o影/。間Jt

。てお/ 30 1 III~

ポR C S 泣~I I II~ ¥J I IIi之咋 4人.

伶 f

||

院院~------------- -------------H-H-H~-!-H-~-~ /~ ー」 f72z ・5C J

米J) 1111 " Ii ! I I I I ./ I~I'IY 1ft 1，'<CS-ð，j在被 J~ff1J 11 IIlal I ; 十五e

1占 i1 ! llll I I ， 1 '..， 1. a ~ ~~..L.ーゅ占

.<•

f ^ U - V ^ ^ ' * -

i r e r v ^ — 'n-vy rC f--Tp~

j^£Z^K^^5^KV^~^W)

s ¥ .5^—«f-*5§

"^ o c ? ! ^ . Y i v ^ - ^ ^

îg <*-

^ ry

1« ^ &

1

«\1 CM

ST - ^ b

I^f -St? T g ^

ill:&K if ^

VJ N / <3r <v> -v. - S T

<*

* 3 x-

— &-*2.6 —

、民、・・ -・‘，、E、、J 一司 I . J '-.' '.

-、 J

ー

中内-r-..¥4点、議員ト

わ叶、 1 て-c<"c-、 3

5 、

¥ 、.- .

、

司』

〆守備弘、

‘JはニWア、否LZA rι ド認円、、J、

金警そ察ケ、d

r--・

話 3 ミ A33 ミた、、

.. 画、r

ー叶J~~ ム-l.ヘ考古町守~"fくとーミ骨|.

J¥3 、ぜ《 p h々、j A nJ

岩一年~ーーーーー』ーーーーー甲--回申ーー-ーーー

t

ー・・・・・晶・ー --ーー・胴・圃・・・・・・ーー・・ーーー圃回・ー ---・・帽圃・ー・・・・・司副ー・田園・ー-・・-・ I・・・・-----ー・刷一一一一一一一一四!ーー一ー一一一ーーーーーーー---一ーーー一ーーーーー一一一ー『ー----ーーーー" 一一一一一一一

一一一一ー一一一一一一一一一一一一一~~~~~)~事長: ーーーーーーーーーーーーーーーーー』ーーI '"乏に:>

一一一一一一一一-ーーーーーーーーーーーーーーーーー時-----T-ーー- ーー

f、

可lIR-p 吉、r庁与hι、、

f¥

4!¥ z-、f 8 4

医ムJ

長色、-。4司、'弘c，、作円万3

6叫目一A、、

』ー....、

弐1;、

おN ミ132ミ《 ~記4 h h ~N ‘ h 、

‘ ヤ「 ~司h・4

、、、一

，院

料、4hhhpι一

-GV件当ーかV

パヘモ話構h阿ミ#

やお、ヘ~古川もでふが一、fnち委ーヘミ

叫一松村一主

5223、警号否認幹ぎを

2

.円浜町、zJJ

ド料wGl止や、へ応促議官民もとっ

安警合主索、¥7h乏し尽き叱

2よ~之6-

%

t- *3 ^ ^ ^ -*5

-^

VI ^

1171 *

^M irs

•t^r\^„ rx ^"Y

rAi •'iK

^^j.-^-

-V-rK

tN

llsrvVvV

— iN

-T^r-vJg.

*0

t *M

H-«?

<!;__ 3SI

t •

CO

fVj.

%

X 'J

.* ^ ~\—

* S?

8

&*•

as*-41 "^

§

五孟盆-P'5j花み

QTI"1ユア| 三乙ーτ

21 。

7

え

f!，、心、とー l、プジ 7(/ ゾ存.:~マ芸PJt転手と・ヂ4密主主(i6jfTijポ‘〉了門工之tJJ付制t狗チ)

7bpdナ'./:JサJ刀 qfj動廷場ンS〆ク'2':'グタJ均力7rテ':{.ZJ号専従

@./(/o)

"，UIIi':昔、

M 手掛川7・'，:!i?対戦‘

す寄4延~~守々

3' :/<ρ0拘 ;0.，王í.~量殺

オお械器」乙手間。 / 占 3 c

年

ilil--Jソ

同川一一(

J

腕偽物

ぷ疋

J

F

，S

F

サ・J

プトrfJ7

2・乙tfz什都府

f

)¥-

吋¥

dqpJ4F' 、J20-r 伊 dW 隙

/qo /~i?<d

。 20l'ossiづ:;:}M

hiレフ

! tos"f， i

(ぷ託)(

、、，

wiZ:fJ

(jjjZJ

47y，F/ (J:;'~)\

、16y!y'F

?{HpocJ

13Yr (JJYセJ

/

!ぺ "，.L- 〆

く2'1-吟)l'

法

一-ーーさし

信111I

羽

バδA 8 Aβ

~______-'-Ll

fむ古Zマムプ己規帰E

OW'|R制点Jアと差ゴ支羽生

ょとむ-・1)..iiJ Cfo/3)今夕、~・iflfJ

L 夜;

鱗

f

y

j'

よ'

3"

4'

iJ司

JX

AJ

御園 J出Ud"1 川

ベリ長孟rr-rTl

lk; 3寸一

Z.jD I綴樹

J斗f 匡互亙1

鳴寄J

(g.N1)

t~

7'

P'

，，'

之

i ^ *

£-

— I — —J—

^

A ' - V s ?

_^9i2+;Li)!>jD^>Jd^:_

^ * -<£<.J t-f^ 4% %•

/•K-^-V-vs

>

5-x

• " O ' J : ^ n ~

C — i —

o« ~T

.% 3

I

'M:

•49 -0

•W

it ST s 25

•W

H ^ ^ -« ^

•<?? — <?*>

刊つ何代

eq--今《1hReU均三由

tLPugQミ

山守ミ翌春尚史実ヘミ

hhh¥

司、ベ字、

E。昌汗いて

sqf

吋ピ

3品、

84Gdj首旬、、か《遇

S491"1入、ヵ，d

きて博曲、、

iV44町在

J

い台

ehヘト

anU¥fkr刷リ

てな，宗

EQ43ぬ出

品V-

長官

f守、鳥

:司ゑ、

‘ ¥h ¥

一一一一一ーーーーーーー一目ーー『ーー陣 F 一一一一ーーーーーー一ーーーーーー帽ーーーーーーーーーーーーーーーーー-ーーーーーーー一白『ーーー一一ーーーーーー一一ーー一一一ーーーーーーーー

F いい時l なう議く採て九};;E 議{ 長ー

内?¥ よらf が々〉

J 5 - 1 うき

d tfk二i? イ会t61 も→ 拭一一一~一←勾顎l 、』l、 .1 L

i K L てモ~否、1てミミそ L1 1史、Eと

判。-...IZ;-;-~ 対;--.l~宗『ミ-ーーーーーーーーーーーーーーーーー「ーーーーーーーーーーーーー，，

ーーーーーーーーーー--↓F 一--一ー・ー一ーー一ーー_::Sーー虫ー-記ー-ー法-ーー当ーー主ーー士ー一・ーー斗ーー・<-一・ー・一--司句一ーーーーーーー- 1-べ{~是正~号トトーーーーーーーー一一一一一一一一

CO(_~-~~!':ァト.，~対陪 t

圏司監写露t

。、、Fh Q¥ b 3

入島 ‘ 4 、

品可3、J、，、

、守¥ L15 。¥ 、ミ、、¥、可ミ ‘ ~、、、 ‘ 、

句¥"、、句¥、 p、、¥

へいL町、尺1

尚徳川

N31'柄本ぽ

えぎE島込町村宗笹恥河川、1AhA¥ihm-q

ヘミ

町、定

5271S余、時

下骨体た円・やvh

、¥尚、nyLPvh判¥J♀ひね

7七、ひでζJ骨

戸三吉井ハザ的ハ吋、毛市、ち転向袋、処罰

CCいさhgff、見、AJH込町長判明~主主

なと・qト阿川町・

$11EU義ヘヌ

(問

VE民事畑、マミ守ARESL

，、qS寝ミ手、、ん品町高喝容退去、

史、

svb小善ヰ凡さxuu〉ヘミ

山¥》

UXUTY

、hG旬、矧

vb-4kや

Qh¥

ヘミ

山¥JW

ヘコぬ真実設立翠

sg嘉穂村京、へ守

足、一ミミ-1

K

A

27-'¥/ 2? -

JAERI-M 83 7 3

3. m&tkffii'&i&z>±mmB<Dmj®Bm

3.1 . jtp»D>fc J; tf-*&©*»)

3.1.1 jp'Osfcea T M iMTPm&xFi-mfc&fri&T-f z> mm*&®K-o <, * ©a, ±«« * ^ :/© *

-5*!, — f t ^ © 7 7 y - > v ^ g f l ^ ( 6 m i n ) iC5fe5S:^, 4 minfei mTK * * f • ? - y a yrfSfg^

bfeRrtgtt*5*<5(o"°tot. - f tW7?»5 'y / t i i j :5K4! ) 1 3imn#y7<DmW)t>

K5l«^nTt>ftH:, DNBjtfcti>j:-e-3 o^±©fi^#6n^©-c?"3) ^ T D N B ^ 4 K % i>> fr £> b-f)k.^^ $ktt-X-it> •=> ft t # * . b ft h a

mftlHL, ±«^*->'7-©JE»»tt-M(c^3S:fcn-5„ -thtm^fc, ±aSt*^7 ' t t»cb< mtbL, &m-tZnmtk&%Z.btlfcX&5 5o £©£*!> 1 h r 1 5 j n i n ( C B A — ? - © i a s i ^ ^ T ^ s , t f t ' l hr 4 0 m i n K ; A ^ - 7 - © £ J i S * ' > ' 7 - ^ s - t i T . - t ' ^ - ^ i t 3 ^ - . Z-tl K I-? XP >b ffitfrft-kKm&Lizo t 5 4 5 i H P l^bffiA«n7t#«i%*P7K©-g|5W:^^K(Rjfe-f(t =i - *K u ^ttfifc #»:*-££ 9 ft 4 £ . t w t i t i , -t©& = - * K v ^ ® £ # ( £ T L T 1 5 0°P( 6 5"C, HPIOEAiSKet fL^) CtiliaLfct iTSSETfc*.

HPIj£A##l*'ij>K:a£ft4<4-=>fct£-r, ^ k - c o ^ f S ^ t t f S i S ^ jj, ***»©!! fflfct^toft., l h r 4 5minJjli^K:^|j.aE^_h#L, * v h V ^-CiI&l£M©&K;65#iffi ^ ftfttift ^^*5*ffJUfct i*SE58-t&o SG(CiI&;i£§U5Sfm<5 £ 5 K 4 3 i , SO© ^^tgSttSJSfCfiT-t* ( 3. 1.2S#ffi). t f t H P I a s * * - K-CffiA«fe«fctffiSSfC/h 3 l f l ( l L 4 ® g f f i ) . <L<Dtzib, PVft<D&lt±ffimfc£-=X$:tit>tlZ-JjK1i:t), pfo® fflMtasfl-tfs^Sl + ICJIftLTL-io ft. S Q O M M i - i ^ H P I ffiAja**^: < ^ ^ ^ n tf. * * > ^ * " & 1 100~2000seotr^*ffi^-tfnK:4-oTL-t 5 U^fC 4*""° H6SK ttF>b&&®&Tt&K%*bfcmm&iW>i-&<DX, p>b*'&&i&T-tz&mt±$>it»< 4 S # , JP'b±fflXbi^BlfMKmttlLfc%<Dt%Z.X£i!>>Z9o

38ISlft-tf©?$-£)IK4.Si:, 2 hr *8^©îiiftr>&,^«#*Mfiffi«, S f l « i 4 ^ - * y ^ 7 r ^ ( H ) -CÂ.T%*iiB/a-Ctt 1 0 00-CKilJg-t£ (o~5)E##{£frt ftH£©fiiW:3

BDEHi«U#^b©Steffi^^MSIttJfC4i?, * E ^ © ® T ^ S < S o l <-5^b. *£;&#*&

5bK, Z3hpfCjDESiSL*©7c#4Hi:ft. t © t t K i is j£ffi#ttll]£Lft 4 ©©.

- 2 9 -

JAERI -M 8373

3. 事故状態における主要項目の技術的評価

3.1 ‘炉心および一次系の挙動

3. 1. 1 炉心熱伝達

TMI原子炉事故で炉心熱伝達が低下する可能性を最初につくったのは，主循環ポンプのキ

ャピテー γ ョン陀よる炉心流量の低下である。 SGの除熱能力の低下をどう見積もるかにもよ

るが，一次系のフラッシング開始(6 mi且〉に先立ち 4min以前VLキャピテーションが発生(A-J)

した可能性がある。その後，一次系がフラッシ Y グするよう Kな!:>.主循環ポンプの駆動力

は時間と共に減衰して行ったが，それでもある程度の炉心流量は確保されていたものと思われ(A・2)

る。たとえば流量がもっと低下した時間帯の現象を想定して，炉心流量が定格値の 1/10程

度確保されてbれば. DNB比はなよそ 30以上の値が得られるのdf・3)炉心でDNBが発生

することはない。したがって，主循環ポンプが作動していた時間帯の炉心熱伝達は，流量低下

にもかかわらず比較的良好であったと考えられる。

ととるが. P V水位が低下してホ y トレグ高さK到達ナると，大量の蒸気が一次系ループκ流れ出し，主循環ポンプの駆動力は一気に失なわれる。それと同時に，主循環ポンプは激しく

掻動し，被綾する可能性が考えられたであろう。とのため 1hr 15min陀BJレープの主循環ポ

yプが，また・1hr 4 Omin VLAループの主循環ポンプがそれぞれ停止され，とれκよって炉心

流量が完全に喪失した。とうなると HPIから注入された非常冷却水の一部は炉心に向わずK

コールドレグ付近に停滞ナるようになる。とのととは，その後コールドレグ温度が低下して

150"F(65.C. HPIの注入温度に等しい )VL到達したととで確認できる。

HPI注入水が;肝心K流れなく念った ζ とで，炉心での蒸気発生は活電車になり，燃料棒の露

出は早まった。 1hr 45min以降に炉心混度が上昇し，ホットレグで過熱蒸気の湿度が検出さ

れたととが，炉心が露出したととを宣E現する。 SGVL過熱蒸気が流れるようになると. SGの

除熱能力は極端K低下する (3.1.2項参照)。また HPIは充撲モードで注入流量は極端K小

さい (3.1.4項参照)。とのため. PV内の水は沸勝によって失なわれる一方にな!:>.炉心の

相当部分が蒸気中氏露出してしまった。 SGの除熱効果bよびHPI注入効果を全く無視すれ

ば，最も早い場合 11 0 0 -2 0 0 0 secで炉心水位がゼロ Kなってしまう計算になるで-4)実際κ

は炉心水位の低下と共に有効伝熱面積も減少するので，炉心水位が低下する速度はもっと遅〈

念るが，炉心上部では早い時期に露出したものと考えてよかろう。

蒸気だけの冷却Kなると 2hr前後の崩寝熱でも，燃料棒表面温度は，現実的なピーキ Y グ(A-5)

ファクタ(2. 2 )で考えても最高点では 1000.Cに到達ナる。圧力が低ければとの値はさ

らに高〈念る。とれVてより燃料棒内圧が上昇し，一方ホットレグが蒸気に覆われたことによ b

加圧器逃し弁からの流出が蒸気流出K左!:>.系圧力の低下が速くなってくるから，系圧力が燃

料棒内圧よ b低<~þ ，最初の燃料棒(被覆管〉破損につながったものと考えられる。

さらに， 2.3hrVL加庄器逃し系の元弁を閉じた。とのととにより系庄力は回復したものの，

-29ー

JAERI-M 83 7 3

t©^F©^' l l -7kf f i©^»KO^Ttt , H P I O f f i A f C i - S ^ ^ O B I t g ^ i , ÊSO^ffcfcfp

•h-oX, ^BSK,!: 5-C*-=fe^Wtfllf>*ô (BJ^fC-frJ:. 9 h p £ : 5 t T J p E g a L ^ © 3 c ^ * gSKLT 2H l©^ : ^4E^±# -T l ^ t 4^? f c< l. ^ ^ ( C ^ L - T - a SVH/^S l f c

3.1.2 s Q8kmmti<Dmt TMim7-Fm&*fr$f-tz>K&*-=x, sQ&m<zJ3<Dmmid&t>i6xm.miim?-x-%>2,o

W i i l i , Sa©Jtft8fe3lfttE*tt* i * i l 0 0 * t B A * * ^ - ^ 4 t © T 4 > - 5 ^ b , fei ; t l f f i£^L2fgf3£' i&*t6£;4 s1£TL,;fc£U-t*>, JSB«SlftK:EG*l.. «-&fC J: , Tte-tft fr

7 A ^ B t r © - * ^ « , fc©fctoK±ft£LT "fluffe" ©ftlilcjS:!), -#U«ft©$sl2lgK: i •aTJDESâ^-^-^.^Kff^f f i iSt^n, %E.t)fr±ftLJto H<DE.j3±&mmfrbMfeLit SQ^mmtir-.^TmrniAl 6.2-64.7 MW/secX^b^t'^tfz, «f&S§£^15sec IS©* 5- p v rUg.±ftfr b $5E L ftllitt 2 7.4 M W/sec T& S ^ t i t b ©H& l j » * r # - f * £ , 40~ l 70seo fc t tSG^j fc tg^t t - t foKi-S*! , fSKfefctS GykW>>mj]!rtW.MtfyK%i,'J>ir 2, mxtt.-&v>€>x, -ttini) ^â*iTSG^{*ja**ssÛ7fc*.©£,m*?*is0

£5*^ 5 A@e$ & * <#>b, *Rsft»^bSlE#^©fif)iS*©<STift5S G ^ « i f f i ^ © f f i T * ± t

/S:!45bî^-t-&©-C, S G ^ f i ^ ^ ^ f a r a s f S ^ i - S i , -Jfc*fctSi>* " JD*S " ©tfcffiK t f * o

8min(C-2>C*liS&*&*^©fi»î4 !ls]«-t*o ^JK»*&*^^ b ©zKtt, S G -&fl!l© ±S|SK: ^ / ^ c r c t t A ^ f t ^ ^ b , 7fc7fc"blt:sG^*feti^llfcnt, -&*tt?l<> -" Jfc*p" © ftIK4i'^^ti65, £ © B $ ^ b 1 hr 4 Omin^l Ttt S Q £>&%,& fr ft H $h\s>X^fi %X&2>o

fcHU mmMn.frSQKffi.tlZ£. 5 K 4 J „ £©!$,&© SG-f t i l l J©^? „ 7 - ^ * f e t t , PV ©a? * 7,**ffl[£rarami;Ti6>.55. s o - ^ f l c i ^ t t t , ii*^M©^sp£iafp^M ©Ha^ f i ; f c ^ -C^^ IRT«>«^ , M%<D&&M%.fr@;îti6, ±Wt l,X<DMii.m.nm.li.v> US G^Sft«i*(4 g*?J6T/jN5^1.©TS>o7fca5,, * fc, - ^ ^ © ^ S * 5 4 ^ © T , S G -^ © T k M & T K ^ f t ^ ^ t t ^ i f t f c f t & S f t - t , - f t f ^ fa f fS&^&o^ . ' i f c : & , & £ ; # ;Lbft-S„

L f c 2 3 , £ # £ L T * l # « ' > L T f i : < f t 4 . ' 5 . -£©;!££•#:«:, P i i S Q O | K t - t . - K ^ T - ^ ^ i - t ^ i g * , t f c J6 t f c - f z )> * ^b lP * lR ]© f f i i i . ^ ^ ^L fe l : T* . ^ 0 Ltf»L.

- 3 0 -

JAERI-M.8373

炉心で発生した蒸気の逃げ道が念くなって停滞し， “蒸し焼き"の状態になった可能性がある。

との時の炉心水位の挙動については. HP 1の注入陀よる上昇の可能性と，系圧力の変化に伴(A-6)

う上昇または下降の可能性;J;，'よび水面下ポイドのつぶれによる二相水位の低下の可能性が

あって，実際陀どうであったかは判ら念い。何れにせよ， 9hrどろまで加圧器逃し系の元弁を

開閉して 2回の大き念圧力上昇一下降を与えたとと Kょ!?.燃料に対して一層きびしい状況を

与えたであろう。

3.1.2 SO除熱能力の変化

TMI原子炉事故を分析するKあたって， S 0除熱能力の挙動はきわめて重要念因子である。

その理由は. S 0の定格除熱能力はもともと 100%出力をカパーするものであるから，たと

え 1桁1，rlt>し 2桁ほど徐熱能力が低下したとしても，崩壊熱に匹敵し，場合VCよってはそれを

上まわる除熱効果を持つζ とになるからである。したがって， ζれを無視して一次系の挙動を

議論するととは時間帯によっては意味を念さ念いととになる。

SO除熱能力の低下は，加圧器逃し弁が開く以前から一次系の挙重'bVC影響を与えた。炉スク

ラム以前の一次系は，このために全体として“加熱"の状態になり，一次系流体の熱膨肢によ

って加圧器蒸気ヌペースが断熱圧縮され，系圧力が上昇した。との圧力上昇速度から推定した(A-7)

SO除熱能力「ヘ低下速度は 16.2-64.7MW/secである。また，事故発生後 15 sec聞のホ(A-8)

ットレグ温度上昇から推定した値は 27.4MW/secである。 ζれらの値を直線外挿すると，

40-170sec~ては SO除熱能力はゼロになるが，実際には SO除熱能力は直線的に減少する

訳ではないので，それよりやや遅れて so除熱効果が喪失したものと恩われる。

炉スクラム後まもなくから，燃料棒から流体への伝熱量の低下がSO除熱能力の低下を上ま

わるため，一次系金体としては“冷却"の状態K移行したであろう。しかし，崩壊熱はわずか

ながら持続するので， SO除熱能力がほぼ喪失すると，一次系は再び“加熱"の状態Kもどる。

との状態で 6min VC一次系(ホ γ トレグ〉がフラ vシングを開始したと恩われる。

8minVC二次系補助給水系の機能が回復する。補助給水系からの水は. S 0二次側の上部K

1 プレーの形で注入されるから，ただちVCSO除熱能力が現われて，一次系は再び“冷却"の

状態にもどったであろう。との時点から 1hr 40min頃までは SOの除熱がか左 b効いていた

筈である。

しかるに. PV水位がホットレグ高さまで下が!;)，主循環ポンプを停止する。また炉心が露

出し，過熱蒸気が SOVC流れるよう Kなる。との時点の SO一次側のコラップス水位は. PV

のコラヲプス水位とほぼ同じであろう。 SO一次側の上半分では，過熱蒸気の冷却と飽和蒸気

の凝縮が行われている訳であるが，前者の熱伝達率が低いため，全体としての蒸気凝縮量ない

しSO除熱効果はきわめて小さいものであったろう。また，一次系の循環がないので， SO一

次側の水面以下に存在する水は局所的に冷却されて，二次側とほぼ熱平衡の状懸陀あったと考

えられる。

コールドレグが水VC満たされてむれは，炉心と SO一次側のコラップス水位がほぼバランス

したまま，金体として水量が減少して行く筈である。その場合には，炉心と SOの関にヒート

ポンプが成立する結果，きわめてわずかながら願方向の流れが存在した筈である。しかし，

-30-

JAERI-M 83 73

8Q©^JfcJ&*tt^tefeT^3V»^T, 1 hr 4 5min frb 1 6hrt Ttt, »3ff C © JC 5 42fc|g

3.1.3 JpEgiSL^-4'?j©86ttlffifi . MffiSS»L#ri>&£"©@K©###Sf£ffli4S4>ofc©;0»W:, SQ^Mmtl<omtttSSiA.-C, T MIJl^^#teK^©it@*^^-t-^±-CSâ*:^**fflT*>*o

4 0©î)£-r«lieLfeSBEIS2SU^^b©i!Sa«lE«ttfelT©ai>-C4.*1>

(1) &L#©$£*SflESJ:S>W~ 9 )

*&ai55©RlMJittliffi*= 1 4.1 k g / s e c (2) ^ L ^ ^ B t l ^ © - * ^ ^ ^ ^ ^ ^ ^ © ^ ^ ^ ! ? " " 1 0 '

.tt&a*J©«Sa«Etti«fEfi= 1.7 6 k g / s e c (3) ^ x ^ f ^ ^ o f f W ^ S J : ! ) " " 1 1 1

*ifeS#J 1 5minra©JF^56tti^*= 5.23kg/sec (4) - ^ o M z k l i H P i a A l i ! ) " ' 1 3 1

*&3*fl 1. 5 hr <D¥te)ffitiiffim= 8. 8 kg/sec tn&ff lH , ^L#©fPf&a::E$T&^&<tTh;ftft(l)#;Sfcffi;^L^, L ^ U !flD£

(2)~(4)Wt, •KlKÂKS^KffigixS^ftfcai^-rWiJiô L ^ t , (l)i(2)~(4)itti

^FHi,l*3ft'5©T, f t l t * 1 4.1 kg/sec % 5}£ tti U &©£ f>, 1 5min £ ^ L 1. 5 hr©5?

&ffit!iffim& 5.3 2 kg/sec, 8.6kg/seo I S K i f t l , i ttfiK ( lA*bt**„ £ft«jKjE*i(d!, W*«IKSI) f i^J :5 t i : iMô & L-e 5 "CS> £;£?,, (IM;(4)a <?±

ttS^&©-Ctt75:i/»;as, (4)tTt*?44^5*t^Va*5^Ffcii-5o -* - •* £ Lfc^ * v a -;>-,

SffiOt£5. SQO^fifgA©*®)^, HPIOSEAIl . -y r #• * ^©flsft. PV

£:&», 2.3hrJkU$, L tf L ft flpEissSL^fcPSIflL-Claris {Lnfj t t f -cTS^Ki^t

^ a © t , ffl<D&<Dffitom&mfciam&%&&%mki'X^%\s>-sim&&&ô

3.1.4 J)pEE^*ff i f f -©^»

- 3 1 -

JAERI-M 8373

コールド νグがアラッシングし (HPIの注λがあればとれは考えられ念い)，あるいは上

部プレナムとダク y カマをつ念ぐ均圧弁が開いて非凝縮性ガスを含む蒸気がコーノレドレグ(tC流

れとむようなととがあれば，コールドレグのサイホ:/ts断たれ， PVと80の水位は独立Kな

る。との場合はj原方向の流れは生じ念い。何れにせよ，炉心から過熱蒸気が流れて釆る限t>.

80の除熱効呆はきわめて小さい筈で 1hr 45minから 16 hrまでは，ほぼこのような状態

であったろうと思われる。

3.1. 3 加圧器逃し弁からの流出流量

加圧器逃し弁からどの程度の冷却材流出があったのかは. 80除熱能力の変化と並んで、 T

MI原子炉事故現象の推移を解釈するよで最も基本的念事項である。

4つの方法で推定した加圧器逃し弁からの流出流量は以下の通bである。(A-9)

(1) 逃し弁の定格流量よ b

事故当初の蒸気流出流量=1 4. 1 kg / s e c (A・10)。)逃し弁関前後の一次系圧力上昇速度の変化よ b

事故当初の蒸気流出流量=1. 76 kg/sec

(3) クェンチタンクの圧力上昇速度よ b(A-II)

事故当初 15min聞の平均流出流量=5.23 kg/sec (A・13)

(4) 一次系の保有水量と HPI注入量より

事故当初1.5 h rの平均流出流量=8. 6 kg/sec

とれらのうち，逃し弁の作動が正常であったとすれば(1)が最も確からしい。しかし，閉じる

べき時(tC現に閉じ念かったのだから，逃し弁の作動が正常であったと断定する訳には行かない。

(2)-(4)は，量的にいえば互いに相容れないほどの遣いでは左い。しかし. (1)と (2)-(4)とは量量

的に相容れない。なぜ念ら，事故当初は蒸気流出であ!?.流出重量流量としてはか左 b小さい

時期と思われるので，それでも 14.1kg/secも流出したのなら 15minないし1.5 h rの平

均流出流量が 5.32kg/sec，8.6kg/sec程度にとどまるとは考えにくいからである。

全体的に見れば， ωが事実K最も近いように恩われる。もしそうであるなら.(1)1.1;(4)より大

きい事から，加圧器逃し弁がスティックしたとか，異物をかんだとかの事態が疑われよう。 (2)

はベースとした圧力データの精度が悪いため，あまり信頼はできない。 (3)は評価の仕方として

は惑いものでは念いが， (4)を下まわると W う事で疑いが持たれる。ベースとしたタロノロジー，

プラントデータ，あるいはその両者κ不備があった可能性がある。

現在のととろ， S 0の除熱能力の挙動や. HP 1の注入流量，レットダウン系の作動. PV

水位や力日圧器水位等K不明な点が多すぎるので，流出流量をとれ以上議論するととは出来ない。

な辛子 2.3hr以降，しばしば加圧器逃し系を開閉しているが， ζ れらはすべて元弁によって

いるので，開の時の流出流路面積は事故発生以来変化していない可能皆が強い。

3.1.4 加圧器水位計の挙動

TMI原子炉事故にお、ける加庄器水位言fの指示の挙動はいかt亡も奇妙であ t，事故過程を解

明するための重要な手掛かbと左るものと忠われる。

-31-

JAERI-M 83 73

t = lmin jBEfg7k&i45,#.±^*^*&= t = 4~l lmin SUE if *<£#:* 7 * ^-^(iSS)o H P U ' y / O l £.#4 min 30 sec K,

2-& | ft 1 Omin 3 0 sec K^fb^lbo t= l lmin iJDEi§*ffi0MlllJ£$gffllC* £&, fiT*.

tit, ttitm&LtcmikmwitLxid, t = 1 5 s e c * » H / ^ j a i 6 H " p ( 2 1 4 7 p 8 i g t )

t = 2min 1 6 0 0 p s i g T E C C S ( H P I ) ttAPSfe.

t = 6min — &3% 7 y , V V jfffiife* t = 8mia «S!l*&7k^©ÂgS*&<. t = 8minl8sec S Q - BJES#±#g3$&. t = 8min21seo S G - A E:£){§_h*f PSI&o t = l l~12min J « * ' y 7 , ( H P I ) B S i . t = 20~60min — &3?tt 1 0 1 5 ps ig, 5 0 0 °F ©!3?0*#TSiCo 4 ^ 4 BSIfc ft#flEM'hT;bllEi§-*>' tftimfr-tX^Z,.

t-r^Ôfniii^b^^îii, flpEgs^ffiff (HEff) ftiE'f?;KftWi^xîtfr:£frxi> £„ iEttKflU&L4<'»lKH£l,Ttt,

(i) zkftif •*©*>©©&£ (2) US. H 7 K E2> K ) 7 h (3) *Effl75»'/^ (4) IH^tfi-H-ti-x v * I- o *©&|§g

7zif0!^*i§<!: l t W b * i 4 . L / ^ ^ © © • f t ^ f t T t t U ) , (2) , (4)oBjfg^tt%A i '7s^ 0

(3)tt&< - f o i t t l - A T j ^ ^ , &S$T-$Ef#»3i tSIBJ!( t t t i I£t t fSt i -cm §£(Ci I£

tf©^7P(CC^T©ff^tt, jt)BE3§*fe( =7,- 7-^*ffi)©^»<!:«ffiEU < fcfJSL-tna *>©,fc#ATgL£*.;5:V»o

SDEIff*fi:©^.±#( 1 min ) t fHP IffcSK 2 min ) KTGSIO Tjg-a fcgfct, - f t ^©5l ###flBL.>fct,k5ra:sfc-t£o f o l f i ^ f t t -CKft-^T &•?&££ <h tt. # £ * * © » « ?

#*$•?&££.£, iP<kfcttffiEft#&*#pv±astt5Ezk#-r&-5t£â»fe, ±8&^ 5-KT

<b, ^ 7 ^ 0 - - 7 i / © t t H P I #*7%®l,M!r}tttld^JlK <ô 7KfeSf^ ! *7^^-Û

UTLtrp7e©T, 2-&B%#jtLfc©-C-ttS</»;4»£,B:fc>ft<&1,

^ © ^ l l m i n fCj80ESMcffirf^f!!l£*gl8K% £"o fc#, - t O M H t t H P I # v 7 * O f l t j h £ ^

5 i & tt, 8 min (Cffil&fezlc^#«&(/>££ < t ^ * . 5 5 o " t i t e t j . W I C J t { ) « < £ i 8 m i n

- 3 2 -

JAERI-M 8373

加圧器水位計の指示(1(ついてわかっているととは，次の通bである。

t == 1min 加圧器水位が急上昇を開始。

t ==4-1 1min 加圧器水位がオフスクール(高)0HP 1ポンプの 1台が 4min30B8C (1(，

2台目が 1Omin 30 SDC (1(手動停止。

t==llmin 加圧器水位が測定範囲にもど T.低下中。

をた，とれと関連した事故挙動としては，

も""1 5 SDC ホットレグ温度 611');‘(2147psigで)

t""2min 1600psigでECCS(HPI)注入開始。

も'=6皿 i且一次系フラッ γ ング開始。

t == 8min 補助給水系の流入開始。

t === 8min 1 8 S8C S G -B圧力再上昇開始。

色'=8min 21 S80 S G -A圧力再上昇開始。

t '= 11 -1 2mi且充填ポンプ (HP 1 )再起動。

t'=20-60min 一次系は 1015psig， 500 "Fの飽和条件で安定。

4月 4日現在充棋流量小で加圧器ベント弁を働かせている。

左どである。

まず疑わなければなら念いのは，加圧器水位計(差圧言t)が正常K作動していたか否かであ

る。正常K作動しない原因としては，

(I) 水位計そのものの破損

(2) 温度ドリ 7r.圧力ドリフト

(3) 導圧管内フラッ γ ング

(4) 記録計を含むエレクトロニクスの故障

などが候補として挙げられる。しかし今回の事故状況では(lJ， (2) • (4)の可能性は殆んどない。

(3)は全〈ゼロとは言え念いが，熱伝導で導圧管が加熱される距離は通常は数十 cm程度に過ぎ

ないので，とれによって結論が変るほどの誤差を生じたとは考えられない。結局，上記の水位

計の指示tてついての情報は，加圧器水位(コラップス水位〉の挙動とほぼ正しく対応している

ものと考えて差し支えない。

加圧器水位の急上昇(1 min )がHPI作動(2 min ) (1(先立って起った事は，一次系の流

体が膨脹したととを意味する。その上昇がそれまでK較べて急であるζ とは，単なる水の熱膨

脹ではなく，沸.(1(よる膨脹であることを示唆する。その時点では一次系はわずかながら未飽

和状態である ζ と，炉心(1(は流れがあるがPV上部は死水域であること等から，上部ヘッドで(A・15)

沸勝が開始したものと思われる。

力日圧器水位がオフスクールした時刻は正確には判ら念いが，事故時の運転員の行動から見る

と，オアスクールのまま HPIポンプを回し続けたとは考えにくい。水位計がオアスタールし

そうに念ったのでHPIポンプを 1台停止したが，それでも上昇し続けてついにオフスクール

してしまったので 2台目も停止したのではないかと思われる。

その後 11 min (1(加圧器水位が測定範囲にもどったが，その原因はHPIポンプの停止とい

うよりは 8皿 in(1(補助給水系が働いたととにあろう。ナ念わち，それによ b遅くとも 8min

-32-

JAERI-M 83 73

18-21 aeo fr*•&<> SSffffiA*- h*7t*£-tftft, - W O f i ' ^ y ^ t i ^ * — - 7 ^ * t * i

(A-16.A-17)

C-C, ^ L 3 £ « * - K©*ffifflffl©^te#i£S;i'-<^ttffiK&-3fc<!:-tfttf, * * i H P I ©ffAjHtt-tfofc-oytCiK^So ^ <*s o * - * ® E L T ^ T * , , H P l © a A S f t * # t

fcCC. JpJE^7kfeîg^K*^^;bfe^PV©^***^«ibL, ^©*&*£M>z>s3££i+K: J l t t i U T U t ^ ^ i l H ^ ^ ^ T ^ ^ - t ^ o T M I I ^ t f c t , ZIEJESS-P—* 7 f >-tt * „ I- t-*,tf»fcfl>(Kl,7%-&, - f l T ^ i ) , -e©î:i,±oTjf;pffill/Sa!Kg|fLT^|/, i f t i L t v ^ .><-**Jf*JS£UT</».5. Lfc#,T;8nffiSt©#ffiH:-&^©*ffi<fcttB8#;4 <. - f t^ iSD

rt©--fS*tett±#-t-5*5. - t i l t ta 5* 7 - ^ * f e © ± # * 4 ^ b $ 4 ^ o *fc, & L ^ % T ?

#B!£fcftftfcr. jBEgrt-c^**5«*LT-ffi7icffiwtTtf4^, 3 ? „ 7-^zkffitt^^t u T7n©^t-C&*o -^*fl|-C««i/S:t'©ai^J:oT^Vi«E!4!)g£:nH:, J!)0E?HS**# -&«KK.3l3ftTflpE#l=< 7 y 7'^7Kffi^T^*t<t^^^.bn*755, 958g_kttJp<fr#JbDE fstL-Tf^fflLT^^t. S G © M t t a * f , H P I O t t A l t W ^ . "tJfe, -&.%<Dm Mft&t>tiX^Zitl6, SG^HP IKl&ft&ZbSkttlfvffiKmfe^tiX&b, F'btXRA,

©*fe©SD jK:3J'!4»*)t,-f JpEgTkffittJS^&ltK&i), HP I # 3 E # * - K £*:*!> «;£ A, £ ffiA^R^n-i1, ^-©i^*J!lpEis*#:*?l t t £"-t££#m*35:V>4^51S«iS!*iK«-TV»* HK, - f t ^ © 7 k * 5 t ^ 4 * A l S L T * t > n T f t ^ . iP^SSffiL. JI*3ftTL,to7fc$ ©£sf;tfeft.2>o lBE.m-*--yy4 y<DM#.t, JpEH*fetf©*g^K^, fc3b#*- (•'?© HP l S A « 2 o # , ^ll©TMliii^£s*ft©&«M:*©SI»?*^fc<tWJ£LTilL5fc.£

- 3 3 -

JAERI園 M 8373

18-21曲。から 80の冷却効果が現れ，一次系内のポイドがつぶれ，加圧器内の水の一部が

一次系にもどったものと恩われる。

再起動後のHPIは充填モード(ないし手動によるそれと類似の退転モード〉であったもの

と思われる。高圧注入モードだとナれは，一次系の質量バランスやエネルギーバランスがとれ

dY左右;りしかも 16時間まで，加圧器水位が定常 νベルまで下ったという報告がない。そ

とで，もし充撲モードの水位制御の設定値が定常レベル付近にあったとすれば，事実上HPI

の注入流量はゼロだったととになる。タロノロジーを通覧してみても， HP 1の注入流量がき

わめて小さかったと解釈した方が自然である。

次(1(，加圧器水位が高いにもかかわらず PVの保有水量が減少し，その結果炉心が蒸気中に

露出してしまった原因について考察する。 TMI原子炉では.加圧器サージラインはホットレ

グから分岐し1';-後，一旦下がり，その後立ち上って加圧器底部代接続してかb，全体としてマ

ノメータを形成している。したがって加圧器の水位は一次系の水位とは関係念し一次系と加

圧器の圧力バランスだけで決まる。一次系から来た蒸気は，加圧器保有水中を上昇し逃し弁か

ら流出するだけであ fJ，加圧器保有水量は変化しない。一次系からの蒸気流入K よ~ ，加圧器

内の二相水位は上昇するが，それはコラップス水位の上昇をもたらさない。また，逃し系元弁

が閉じられれば，加圧器内で気液が交換して二相水位は下がるが，コラップス水位は依然とし

て元のままである。一次系側で凝縮などの理由Kよって強い減圧が起とれば，加圧器保有水が

一次系(1(吸引されて加圧器コラップス水位が下がるととが考えられるが，実際上は炉心が加圧

器として作用しているし， S 0の除熱は効かず， HP 1の注入量も小さい。また，一次系の循

環が失われているため， S 0 やHPI (I(よる冷却効果は局所K限定されてj，~ t ，炉心まで及ん

でいない。すなわち，一次系を滅庄するとと代はつながってい念い。とのような訳で，一次系

の水位の如何にかかわらず加圧器水位は高い位置KあT.H P 1が充填モードなため1"9:とんど

注入が行われず，その結果加圧器水位を引きもどすととが出来ないという悪循環を続けている

閑(1(，一次系の水がどんどん蒸発して失われてしまい，炉心が露出し，過熱されてしまったも

のと考えられる。加圧器サージラインの形状と，加圧器水位計の指示に頼った充填モードでC

HPI注入の 2つが，今回のTMI原子炉事故の規模拡大の元凶であったと断定して差し支え

念いであろう。

-33-

も~

JAERI-M 837 3

3.2 JtffO*a

3.2.1 T M I - 2 C l f l * ^

*.fc. - t©«. & f ! © = ^ , y 3 = y / K » . W * ± » ^ l ^ * a ^ T , igffliH££B3&L&© 7)5, |S]î 2 ^ C £ i n ^ .

&*, ^ fe^^r f -S 197 9^3J3 2 8 B*BJ3-£T©f?8, ffl iife*liJKUT^-i) #, i©

Litmnm&#t&, #>a%t©ni&g^©*>©( i 7 7wr^><o, t<om.m^m<Dm^tmz.

K 4 , t ^ * i O i mfe-t -So 15X15 K « m # fcSSttL Jfc B & W&© !#£©*&***£•# tt, J i T O ^ ^ ^ ^ J : ^ ' . -t<DHK^|lBR!fcS5«;5:h.fc8 *-©î; „ Kj&^-fc, l 6*ff l5IRfT auEftEKfSJIU 2 0 8 # © : M & t t T W i T g M - * ^ © ± K I R b , & * * 8 *•© *"J „ K *&*T£*#3f t fe»g-C&*. a s f t f c f M j . c i t e ^ f t l t r c t t , rrtffgfflSgrt'BfaJsBesftT V*£„ MSSfc^-f „ V^ Lit—Wiit f y s i v <, h t t - S t o , ^ U <> A T 3 0 at ( S « S ) § S K f f f L f e M t t t , ^©±*fe>J:D :TaB©ilf!IK#* T-U^- A^jf^JL i z ) ^ © ^ ® © -d T & £ 0

FPD, 14,220MWd/mt U K it <&? i> t , ® 1 5 f,mm.Xî> „ t ©ll#;&T *&**»© ABE f l i i fe^#T-C, 5 F^fflS*S*4«li- ' < t0f«:^ta^*Sift»fCi^Tîi-¥n3 i , 9 4 at I I T & * ( o ~ 3 , ) t © M ! & m * * T £ $ L , -O's- b * ' & i f e a i $ i i ¥ + v T-SP f ^^û-ÂgUKIf

S l l g TMI - 2%m%&#<DWtMMi7C

m n # i ^ » S ! l O « 2 0 8 ( 1 5 X 1 5 * 6 ^ ) i l f i ^ i ' , h 9.9 3 8* UO z- ft 3 6 5 7.6 m $• # * v y o. 17*8

mm$k&# Mwm&#mm 21 a n £ ft 4 20 6.9

ft!) W H ffl SB fi ff s> * * a -T - 4 , 1 3.4°6DX 0.4 l' 1 6 * tf- £! ffl •> >- y' >\s # n> a a -f - 4 , i 2 . 5 2 X l l . 2 0 1 ;£ _k • T ^ •*" ^ ^ •?• v v ^ $H#?#>

• 3 4

JAERI -M 8373

3.2 燃料の高齢動

3.2.1 TMI-2の燃料集合体

TMI-2炉は. 1978年 1月に建設を終了し，第 1次燃料が装荷され 3月に初臨界を迎

えた。その後，各種のコミッショニング試験，出力上昇試験を重ねて，商用違転を開始したの

が，同年 12月のととである。

以来，事故が発生ナる 1979年 3月 28日未明までの間，出力選転を継続しているが， ζの

間何聞かトラプルがあって原子炉のよ塞転が停止されていたととが報じられている。事故K遭遇

した燃料集合体は，勿論ζ の第 1次装荷のもの. 1 7 7体であり，その設計仕様の概要を第 3.

1表に示ナ。事故開始前までの運転履歴は，正確念情報は入手していないが，約70FPD程度

K左っていたものと推定する。 15X15VL燃料棒を配置した B&W社の採準の燃料集合体は，

上下のノズルなよび，その聞に等間隔に配置された 8クのグリッド格子を 16本の案内管で

適正位置に保持し. 20 8本の燃料棒は下端は下部ノズルの上に乗り，途中を 8ナのグリ v ド

格子で支持された構造である。残された中心の l格子位置には，炉内計装用案内管が配されて

いる。河端をディッシ品した二酸化ウランベレットをなさめ，ヘリクムで 30 at (室温〉程

度陀予圧した燃料棒は，その上端bよび下端の両側にガスプレナムを持っととがその特徴の一

つである。

前記した退転履歴が正しいとすれば，とれは第 1次炉心の寿命として想定していた 42 1

FPD， 14，220MWd/mt UVL比較すると，約 15%程度である。との時点で燃料棒の内圧

は退転条件下で，平均出力燃料棒bよび最大出力燃料棒にないてそれぞれ 31.94at程度(A-3J)

である。との閲燃料棒中で生成し，ベレットから放出されギャップ部やガスプレナム部に蓄

積している放射能Kついては，生成量の 1.3%程度である(A-19)

第 3.1表 TMI-2燃料集合体の設計諸元

(単位 :mm)

燃料棒集合体当 bの本数 208 (15X15格子)

燃料集合体

燃料ペレット

被覆管

燃料棒間隔

燃料有効長

燃料ギャップ

燃料集合体間隔

全長

制御棒用案内管

計装用シ y プノレ

上・下ノズル

a 938¢I102ベレット . 92.5%TD OD ID L

ジJレカロイ -4.10.922X9.5785X3889.4

14.4 3

3657.6

0.1 7'8

218.11

4206.9 OD

ジルカロイー4. 13.46XO.41 16本OD ID

ジルカロイ -4. 12.52Xll.20 本

ステンレス鋼鋳物

グリ y ド格子インコネルー 718

-34-

http://i2.52Xll.20

JAERI-M 83 7 3

3.2.2 T M l K W O l f i O i i t ^ (1) *&**#©•& <*lfifc«SJ*&( 2. 3!%®M&tT)

i t s o®>Tmni-z>mm*&?<D%)5kt, &#8*t=jg<toi>xvT*-* = K & « © $ « » # « ? rc

^^ •7A^ , JDEtg8L#a»fe©»»-C-ifca5©,#.)£;5:«EE#jffi%, ^*P*|-i6s«EE»l»*Ba

3. 1 •?&-<£,£ 5fC, -ftft*P#©«*£©«4>/4 5^%. r'5* 5*^m*KIItilL*&toî:, MMKttji.Jblf-Lfcto*. t f t t t . J I 6 t # - W M i K > ' ? , o * + i ; f - > 3 > ' 4 i B n t SSJK B * - y © # > • ? • 2 &£#ifcLJfcB$-C, ^ ^ T A ^ - 7 ' © * - v 7 - ^ - 2 ^ © i l f e 4 ' ^ i t L TJi tm^b^, £ © & & « « 3 it-So t i l i D f t l , ^©E*1g:TTg»a**^Û?fc2 S5?iJ©HPC I £, JHEA#tejL3-£, l l~l2#KSjgS!-$-fc!:&*>©©. t f t r i s f t**- K t ! b , * i l g « h , 5Sgt(c«:- 3^-ft©SpES3SL^^b©2i«ft**" !--t*«^©ffi*&7k

ini^^t.fiS'rrffi?i^ssTafcnT^7fcr'Ci'©±a5* 5. i ^ m ^ ^ s . ^ H a + i ^ s a ^ r a ^ u

*-©ttJ^*5±(S62 0f ( 3 27C ) *Si? -SO-^T^ô t©iSKki, 3%iREE jKft -Sigftl

m £ ^ © T , &T:fe*4&«KSS2-C©Jia«, tffe©«*©ffi38(££ UTiR-f-^T'o-fe^

frfcoTim*-&flU:g&©;d'£!>©l&5##, i S l K l K t t l g ^ K S b ^ n f e J . £#4-EI©*ffl: ©#Stt&>5„

K^^tc*UlLAgS^*5S^Bf*-r&-5i-i--5i. *S*l-©iIft-fc#jI£Ht, 15 6 0 - C / ^ g S

<bVKti&mmftE.<D±ft*tkij-<, - # , -ft^*p#©E»tt, jDES3u^p©peaâiteAi6s

(A—29 30}

U!fca«©B8pas*»bjfcBi5na©wt, 3fc«#*©-N H A H + J ^jyhHtg-r&Vr sscmsfe

- 3 5 -

JAERI-M 8373

3.2.2 TMI事故時の燃料のふるまい

(1) 燃料棒のふくれ破裂開始(2. 3時間前後まで〉

事故開始後 3-6秒で原子炉はスクラムしている。との閲，事故の原因となった二次系冷却

能力の急低のため(1(，一次冷却材入口温度の上昇があり，それK対応した燃料温度の上昇がみ

られるが，それは特陀問題κ~ら念い程度である。スクラムと伺時i'L J燃料内での発熱は，半減期

約 80秒で減衰ナる遅発中性子の効果と，桜分裂生成物bよびアタテ=ド核種の崩綾熱だけK

左る。冷却材のエンタルピ上昇Kは，これらの他K一次冷却材ポンプから伝えられる熱量が加

わる。

スクラム後，加圧器逃し弁からの漏洩で一次系の急速な減圧が続き，冷却材が減圧沸騰を開

始して燃料棒表面の熱伝達モードは通常時よりもむしろ改善されよう。燃料棒内の温度は，出

力減衰と栢まって，下降しつつ王子布の平坦化が生じている。そしてほほ冷却材温度K等しく念

る。

3. 1で述べたように，一次冷却材の保有量の主主少が続き，炉心が水蒸気中氏露出し始めると，

燃料温度は急上昇し始める。とれは，退転負が一次冷却材ポンプのキャピテーションを恐れて

最初i'LBノレープのポンプ 2台を停止した時で，続いてAループのポンプ各 2台の運転を停止し

て以後さらに，との状況は加速される。とれより先き，系の圧力低下で自動注水を開始した 2

系列のHPCIを，連転員が停止させ， 1 1-1 2分K再起動させたものの，とれが充填モード

であったと推定され，開放Kなったままの加圧器逃し弁からの漏洩をカパーするだけの補給水

量が念<，一次冷却系の保有水量は低下し始めていた。とのため，主循環ポンプの運転停止と

同時κこれまで二相混合流で痩われていた炉心の上部が，次第K蒸気雰囲気中氏露出を開始し

たと思われる。約 2時間以後ループAのホットレグ温度について，約 10.5時間までデータロ

ガーの出力が上限 620・F(327'C)を振b切っている。との温度は，系統圧力(1(対する飽和

温度を上回ってか t，とれはホットレグK過熱された蒸気が満ちていたととを物語っている。

との関K燃料棒はヒートアップされたと推定するが，燃料のふるまいを直接物語る情報は

何もないので，以下燃料破損に至るまでの過程は，他の種々の情報〈主として原子炉プロセス

計装系bよび放射線モエタ系)を総合的に利用して検討した結果である。

水位低下速度bよび炉心露出の程度を予測するととほ， 3.1(1(も述べたように，現時点で

は非常K難かしい。しかし，前述したようにその速度は比較的遅かったとと，ぉ、よび長時間κわたって燃料集合体上部のかなりの部分が，究極的には蒸気中にさらされたととが今回の事故

の特徴である。

炉心が裸(tC左り始めた 2時間頃，平均出力の燃料棒出力は 2.2W/cm程度である。蒸気中

K完全K露出した部分が完全断熱であるとすると，燃料の温度上昇速度は，約 60 'C/:分程度(A-3の

である。燃料のヒートア γ プは，被覆温度の上昇とそれに伴う被覆材の力学的強度の低下な

らびK燃料棒内圧の上昇を生む。一方，一次冷却材の圧力は，加圧器逃し弁の誤開(tC進転員が

気付いて，元弁を遠隔手動で閉f亡すTる前の時点で，約 49 at (1(低下している。とれは，一次

冷却材ポンプを全基停止してから約 40分経過した時である。この時点の前後で，被覆温度は(A-29.30)

約 80 O'C以上と念ったと予想され，燃料棒はふくれ破裂を開始したであろう。との時，破裂

した被覆の開口制も放出されるのは，克損ガスのヘリウムとギヤ少プ放射能でよF71放出放

-35-

JAEKI-M 837 3

®iS£&ttSLfc!$Wtt, K5gKttfe;Lfc;ft.-Ci/s£^„ Ltf 'U 3ÎBft*ci '» h ^ t > > ^ © * = ^ - ^ 6 0 0mR/hrK75:,7fci ^ f i t ^ S o ± a S S * > ^ J E f i r K i S t e ^ i t T : ^ 3 £, c ©* = ^ - « 9 o&(Di%MMti-e&mz&!®t2>o LfrL, 2.cc^LTfcj: $rc, t©i$ 1&-r*>' 7 ,tt:££:HE*#iLLT±-»&, i ^ ^ j h ^ ^ t t l ^ i t H ^ T i f l i . A / K - 7 - © = I -

* ^ / * > ^ » i- #• »>-««,. #iRLT^S©-c, fct^SfejH-tgflssijaH-aott, mmfrf

fl&tt** V u^4^Sl©ffi3J>4SiEni*fCSa*igT, I's- h^9>-APK-t-C5iJ^ t -5©K

t © * = ^-©Jg^flt!45, 600mR/Tir i - t n S B < 4 ^ C i t t . {RftOJifT^JttSlKj^-a ( ^ i L t ^ f e t i , JfeW«n*:S*|-tg^^^. „ 7-&mii?€!r}X-mfr'>-&fr-,1z£t, ts-Zif ±&L ftm&% ft l: Z<DKmMi%L, L ; 4 ' 4 f I 4 i ' ^ 0 7 - ^ - h r * h # & •? feci i & i* %mmLXv>2,<DXtt.1i\p>frk%JlbtvZ>0 ***©*< ii£JgH:. KitiLfcr-fc-kSBttfi-C, ffiAît6^4,'ijSI5©*Silsf*-&*i4'blll»c*1.fl8*lRjîJ£*5-3't^,jfct^^.bn&. U t t t * t - 5 ^ ^ * ! * > * © t t , (S^^^7Kfe©ii:T3iK*s « K ® K.hî iKI 'C .It « U T + # ( * : » *'-5ft*-&KWt, £ © A < : f t 3 » § ^ W f ^ - & £ & S , «***3»£jbiS;4>b 2 5 cm &mK% S t S t i i i , i J | 6 | O l l l i ! j f l ' ! l l O » f t A > f ) i ; S 3 h 6 t . i t f t S , C ^ t t , *fi:f£TilK/O s

^ K ^ D B A i LT©*®^LOCA©j£ffi^SlifeTld:j | ib;fx£^ £.£-?&&,, t © j : 5

(2) . ^ * ^ ! > A • TkKjS©jftft jbOEg©7C#«:BJK:U ffEfcfTofca 3 ~ 3B$ff3T©ft8, c n t T ^ L ^ ^ f n l i t T ^ ^

£ £ C £-?&•*> 5 o $ S ^ g # 8 0 O C W 9 0 O'Cîa^TfcBfTtt, i? A* a = * A . * R E ©JIKtf'igl. < 4 * . t©SJEfctl8»SlST«.*7fc*!), EJE»#J»l«»<'C;&IJto<&. 3 B#HB3£T, JW8!lfctti§«:«fe#©if&l tfPT&^'VftfcSsfLT, SJSjftfctsgmgtfU^L-C, *g$r

ftMfi-t&o commx-, -jfcs©E^4151 atg tf#ELTf*ot, k M+Kjiaj

U f t S t i i T t ) K 4 5 . i o o o'c&siKmmLfzBrxtit, $ 3 o ^ i a - t - © ^ ^ ^ ^ ^ ^ ^ *t-c, frfliifkiLtfisit, p « » ^ i U T « ! ) i o#©*>^3 = s-A^sj-fk^n^."2 0 * * = > ^ * A . 7kRJS-CH*L7b7k^«. ««ar i»fef ta i3f t ; fc*m#©itfA#* ( - ' J * A ( A ) "$

F P * .* k &KE.l3®&±®tffi.«t ft t •*>» 3BIIB&K:. i i feA^JDES5©7e^*Sf^b-r , -&*©«£*!! !*&•** , , t©l$#ja6T,

- 3 6 -

JAERI -M 8373

(A園お)

射能の量は余b多くない。 TREAT炉の実験では，高々全放射能の 0.2帰程度K過ぎない。

破損を検出した時聞は，明確には伝えられていない。しかし 3時間後(tLレットダタン系の

モ=ターが 600mR/hrになったとされている。主循環ポンプが正常K違転されていると，と

のモエターは 90秒の時間遅れで破損を検知する。しかし， 2. VL示したように，との時点でポン

フ・は会基退転を停止して:Jo"'!1.しかもホットレグは蒸気に置きかわっている。 Aループのコー

ルドレグからレットダウン系はト分岐しているので， ζ とへ放射能が到達するのは，破損が予

想されるように.主循環ポンプ停止後で炉心上部が露出してからであるとすると，被損後 30

分程度経過した後であるというのも不思議では念いであろう。露出部で破損した関口部から蒸

鎗ナる蒸気流中(tL出た放射能は，一部が充填ガスであるヘリウムと共K圧力容器上部にたま!1，

他はホットレグを蒸気の僅かな流れと共(itSGを経て，レットタ・クン入口にまで到達するのK

十分な時間を委するからである。

とのモエターの指示値が， 60 OmR/hrとそれ程高く念いととは，破損の進行が比較的ゆっ

くりとしていた ζ と，放出された放射能がギャップ放射能だけで量が少なかったとと，お‘よび

上述した経路をたどるのに時間を要し，しかも管壁などへのプレートアウトがあったことなど

を示唆しているのでは念いかと考えられる。燃料のふくれ変形は，露出した炉心上部付近で，

出力が高い中心部の燃料集合体から順次外側l方向へと広がっていったと考えられる。ととで注

意する必要があるのは，仮に炉心水位の低下速度が，被覆温度上昇速度に比較して十分に遅

かった場合には，とのふくれ変形がほぼ同一高さ位置，燃料有効長上端から 25 cm近辺陀発

生するととが，輸方向の出力分布の形状から予想されるととである。と~1.は，水位低下速度が

遥かに速いDBAとしての大破断LOCAの解析や実験では見られないととである。とのよう

な事態が辛子きていれば，流路閉塞が主主じ，蒸気流がか念 b停滞し，更に冷却能力の低下を招き，

高温化したとみ念ければ念ら念い。との時間帯では.燃料棒の彼裂はあったが，燃料集合体と

しては，それ程大きな外形の変化はなかったであろう。

(2) ジルコエウム・水反応、の進行

加圧器の元弁を閉にし，昇圧を行った 2.3-3時間までの間，とれまで逃し弁へ向けて流れ

ていた蒸気流も停滞する。 (1)で述べたふくれ変形の発生は，局所的K冷却能力が殆んどない所

を生じたであろう。被覆温度が 80O.Cから 90 O.Cを越えた所では，ジルコニウム・水反応、

の速度が著しく念る。との反応は発熱反応であるため，反応熱が崩壊熱(tL加わる。 3時間後で，(A-l句

崩壊熱は通常運転時の約 1労弱である。とれに対して，反応熱は被覆温度が上昇して，指数

函数的K反応が加速するK伴って，急速に増大する。とれが発熱源として加わり，さらに反応

が進行する。 ζの過程で，一次系の圧力を 151atg まで昇圧しているので，水蒸気中に露出

した部分氏関口部をもっ燃料棒内部には蒸気が侵入し，ジルカロイ被覆は内外両面から酸化が

進行したととと思われる。被夜温度の上昇は，僅かκ重量っている炉氷の蒸発で生じる蒸気流に

よる冷却で頭打ちに左る。 1000.C近辺K到達した所では，約 30分間その状態が続いただ

けで，片側酸化として約 5札両側酸化として約 10 ~ののレコニクムが酸化されg.:21)ジル(A-19)

コニウム・水反応、で発生した水素は，破損口から放出された燃料棒の封入ガス(ヘリクム)や

FPガスと共K圧力容器上部付近にたまる。

3時間後VL. 運転員が加圧器の元弁を操作して，一次系の減圧を開始する。この時初めて，

aU 9d

JAERI-M 8373

* * U T , m.^&nw.w?*v yhz>vi}ii.B.c?-ljpmw.Km\&hitt®.t>tiz><,

t *>. ! P ' 6 © * a i ^ - * « i * « : i S * ^ n j : 5 . E*^HPCIf^»S:J£flE 1 I 2 . 5 a t g t TT-5 4 , * K * - K©$qWCftJb-f, S A * - h ' T H P C I rfv^risflsftU =>-^ Kv Steffi**SS *&^* „ £©ffi*K«Ci), fM>©*ftfcl£T-k|?-Lfc#. l ^ M T S x T - ^ o f e © * , * „

. W 5 5 . •£©&, 7C#©l!lfP^HPC I iffy ^&B#|iB«!E4£5gT©3Effctt*o %££*>*! £ # . £ # # ) & » £ £ f t t t . 5. 3 ^ f W ^ E S * 9 0 a t g * b W 1 4 7.6 atg (C _h#?.3-£6 -<<7Cft&&U£L, 7. 5^FiWICS!>-7E**ra%, 8 - 9B$HK<<iE££i&3 5atg t T ( 6 T 3 •£TV>.5o £©f$, ^ ^ E ^ C S z t c t ^ f t i ^ S , . £©ffl©HPC I © f ^ f t W : i a t ) ^ r 4 ^ # . 9H$W|ig;6»b. ^ t T ^ - 5 ^ - 7 ' A © l [ ^ 3 S : ^ f ) © { i ^ / 4 s & * ^ f ^ b f l ) » f U T , H P C I ©ffi*K:iU^*K7kfi:ttlsiaLfe4©tJS*>n*o S o t , r-k-hStt 6 - 7^(Sttjffflu T^*©t? t tS^*»4 i i5g^* . t © h 9 v •;> x j / KDiK, «S*4#®fiEdst*©i 5fc3E<bL ft>4iEL< ^SB-fat £tt , iS«f/Srtt*»i«:il^L-ô U*>U, 5 - 7. 5 W t T O S t

zkRJE!isaicL^®«KJi#L.-?riiA5^4!J©«pHIiBES. &&®ffiil#Mf7L1ttB.toti&. £ ©fflro ffMffi* iooot £ - t * t , frBSMb-ci 2 o #, mM»'fb&t> 4 o $ &&%.&•? * 3---*A©»-f(:i45^feft, &midz hit £ i xmL < %ibLftX&5 *ft~2l}

(3) *R*i|-*-g-fttfc«#iE©lS5£

t f f i ^ - t - 5 * » « # < * ^ c —=>tt, - ^ ^ * P W © * ^ « f ^ * ^ R - t * ? 8 ^ - C « ) S o I . Cs lrtFft&l&m®®6--8<»m8tTtimft#ftfctictii3tlX\»2>£\fi>*>0 3 fe, Ba , S r & t f U # &

i l # t l B § ^ £ l £ S # & £ L T & © S c ^ s ^ ^ S , , ® «m-<i-" v h o f i S i s l800CM±©i«il*5. #51 0 B $ | f l t e u 1 f C s #JSifc-c

(A-20)

3£^£ 4 o T ^ M D ^ b ffi-5 £ £ & < iJ S ^ .

^ v w H4>5>FPfcj£^8fft„ ®fct, a IT*&-<&£ 5K, - t©Rr t6 t t t t2Lô " I ' s . h S S l i , B * 1 0 0 0 - 1 5 0 OTC

LT^-5©-C, +»Knrf f i t t^$ ,^9f -c&a 0 $&, ##T©j^:£u<D*£;6st3;f£*-C&££:,i *>£.©IB*3JW-&. £©*•£. - toôEcCTk©aA, asaistaK:f#9 '(j>*fe©se'fb©

- 3 7 -

JAERI-M 8373

放射能の異常K高い一次冷却材や発生した水素ガスが加圧器逃し弁から，タヱンチングタンク

を介して，原子炉建家サ Y プピットあるいは原子炉建家に漏出したと恩われる。

逃し弁を開κナると，圧力低下が始ま !J.蒸発は盛んvcなると共VC.逃し弁へ向う蒸気の流

れも矯え燃料様の温度はやや低くなる個所も出てくる。しかし，再び原子炉保有水量の低下が始

ま!;).炉心の露出する領域は拡大されよう。圧力がHPOI作動設定圧 112.5atgまで下ると，

退転モードの如何K拘らず，注入モードでHPCIポy プが作動し，コールドレグに注水を開

始する。との注水Kよ!J.炉心の水位は若干上昇したが，短時間でポンプを切ったのか，ホッ

トνグまでvcは水が届いてい左いと思われる。しかし，燃料棒の冷却は若干ながら改善された

であろう。その後，元弁の操作やHPCIポY プ短時間運転念ど若干の変化はあったと思われ

るが，全体的な動きとしては. 5.3時間頃圧力を 90atgから再び 14 7.6 a tg VC上昇させる

べく元弁を閉Kし 7.5時間に再び元弁を開き 8-9時間には圧力を約 35atgまで低下さ

せている。との時，若干蓄圧系の注水をみたという。との閣のHPCIの作動は明らかで念い

が 9時間頃から，生きているループAの僅かながらの循環がある所から判断して. HPC 1

の注水Kよb徐々に水位は回復したものと恩われる。従って，炉心上部は 6-7時聞は露出し

ていたのでは念いかと推定する。このトランジ z ントの聞に，燃料棒温度がどのよう K変化し

たかを正しく予測するととは，現時点では非常K難かしい。しかし. 5 -7.5時間までの元弁

が閉っている聞に，特K炉心上部の水蒸気中K露出した燃料俸の温度は，再びジノレコ=クム・

水反応、が激しい領域K上昇しそれがかなりの時間続も被覆の脆化が進行したと思われる。と

の聞の被覆温度を 1000'Cとすると，片面酸化でも 20'1>.両面酸化なら 40'1>を越えるジル

コι ウムの酸化がみられ，被覆はとれによって著しく劣化したであろう(A-21)

(3) 燃料集合体破損状況の推定

燃料集合体が，との一連のトランジェント終了の時点でどのようになったであろうか。 ζ れ

を推定する資料は多く念い。一つは，一次冷却材の水分析結果に関する報告である。 1. Cs

は炉内生成量の約 6-8婦程度が燃料棒外VC放出されているという。また Ba，Sr及びUが検

出されてい左いという。後者は，少なくとも U02ベレットは溶臥して加なかったという事を示

唆している。

前者を説明ナる破損状況として次の 3つが考えられる。

① 燃料ベレットの温度が 1800'C以上の高温が，約 10時間轟続し 1やCsが拡散で

ベレット外K出る。とれが破損口から出て来るう桐紛

② 破損口から燃料棒内K侵入した水が，燃料棒内で沸勝し，ベレットを洗い流しながら

蒸気と念って破損口から出る ζ とをく b返す。

③ 燃料棒がいくつか陀分断し，冷却材の循環κよって，直接ベレタトと冷却材が接触し

ベレットから FPを洗い流ナ。

①は， 3.1で述べたようκ，その可能性は乏しい。ペレット温度は，高々 1000-1 5 OO'C

程度と推定する〈ケ5)

②は，ヒートアップの過程で，何度か昇温と昇圧をくり返してか!J.しかも炉心水位も変化

しているので，十分伏可能性がある所である。また，分析の結果Uの濃度が低ぽ零である ζ と

もとの説を支援する。との場合，その後のECC水の注入，蒸気放出に伴う炉心水位の変化の

-3 7-

JAERI-M 8 3 73

&, sp-b*&i o^Mtd^^fett. -&ft&m<DmM&fe&LftmmJitm'&.Lxv*z><Dx, &

mafrb7k&A-=fc£LXi>, % * £ £ £ « # - ? , - ! i / , b i i S t ^ I t i : i K t t 4 ^ H > " l i

®©BltH4^ft'6SîalA.'5o i f t t t - ^ r ^ © M M $ © J l # l # l l # l ' t . 5 o |îP©ig

i t * 4 . i o *j ±©gctbz)5S>*©tt, mmmtm^xa-m-sti, «&**#©^fc^*?^^

fa%Wl*$K&tfLXV>1t<DX-$>&0 KftiWUltLXmt®, %> A, £%%.$£& ftMLitft. fltg BSHk<fc|B]i$K7klil&i&U ; t f T L # « f t £ < e ^ L 7 f c ^ # # & £ ^ £ n f t £ ^ ° (2)Tiffinfe J: 5 vcmtommirt, rEccsfFite*i#tJ K^&*±isfit 1 sgBtffcSrffiii-kJi itffi&tax^&t ^HbtlHO* •S.3Tft'<Z&M®%5<07kma<DT-*lrt, t©oTtH4!65^«(C5S^£itâe L-T^S. t O i 5 « l O f t f e , HPC I *f f iAL^^*S4±#3-ar , 9 *• s ^3-£ftf$ (&l O ^ M i m ) , SAttff&H-EE^-tir, A^-7-©£tl^*->-7" l^*jeftUfe^p( 1 6

(A —32)

a, imm&tzmmmtmm&.x&zt^^xM.^,, mmn$<D®mw&frm-$tizmmKffi iWMfsLX^tiid, %m<DZ.tXld$>Z,ft, Z.tib<om?i'§%mWt<D'$.nKlz-?X^Z>X%>

—^1B!HB»3grteW©ffiO®#©'t,tt:?-»lR#:H: Ag 8 5 # - I n 1 5 # - C d 5 # £ • & £ * f y i / ^ i t W L * * © t S , ^ 0 M#©K!^tt, 775-825-C, ^#©gfe,6tt 1 3 7 0 ~ i40o,c-e&-5o-e©iSKtt. M$©©KfcfSff#b < £OT^.5©T, 4-@©^®:KJ:-P

T, ^.uuidmmLx^^tÂ-x, «rara*^3S:^. ^ ^ © ^ M ^ S K ^ T a , » : #

#$©?£««, -&#&#+©* **#w-"c-t-#-e4,*o t*. mmm&fce>M'ik<Dmk!d,

w s i ^ ' ^ s - j t ^ ^ ^ b t M . ±T©v-**©*[&#, 3grti:©^*(c£oT-a;n.

m*>xv**>z.tKiiL?)i>o &K&&®m-&ftft^k^m-$tiz'p$;U<Dmmm&tex-id, mm - 3 8 -

JAERI-M 8373

繰 b返しに際し水位が破断位置よりも下Kある時は，ふくれ破裂したすぐ下の部分が加熱昇湿

し，脆化破填されているととも考えられる。 ζの場合は，燃料破損が比較的炉心上部位置に限

られていよう。ただし，被損口が，炉心頂部K集中していれば，とこまで炉水位が復帰して以

後，即ち約 10時間前後からは，一次冷却系の循環は確立し冷却能力が回復しているので，破

損口から水が入ったとしても，死水と念るだけで，ベレットを洗い流すとと Kはならないかも

知れない。

③の可能性が最も高いと考える。とれはハルデン炉の燃料破損の実例が裏付ける。同炉の経

験では，縦(iLIOcm以上，幅 5mm程度のクラックが走っても放出される Iは，高々 1労程

度である。 10%以上の放出があるのは，燃料棒が途中で分断され，燃料様の中を冷却材が流

れ，多量のベレ vトが直接冷却材で洗われた時に限られている。そしてまた. (2)で述べたよう

に，炉心が露出して高混と念って，ジルコニウム・水反応が相当長い時間κわたって進行して

いたのである。しかも殆んどの期間を通じ破損口から燃料棒内に入った蒸気や水によ P内面酸

化も同時に進行していたのである。元弁を閉Kしている閲，殆んど蒸気流が停滞した時，内面

酸化と同時に水素吸収も進行し特K施化を促進した部分があるかも知れない。 (2)で述べたよう

に酸化の程度は.iECCS評価指針J(iL定める上限値 15，*，酸化を相当上廻った所が出ていると

考えられよう。 3.3で述べる格納容器の水素量のデータは， ζの可能性が非常に強いととを示唆

している。とのよう左状態のため. HP C 1を注入し炉心水位を上昇させ，クエンチさせた時

(約 10時間前後).または再度昇圧させ. AJレープの主循環ポンプ 1台を起動した時(1 6

時間)に，熱衝撃や振動念どで燃料俸が分断された可能性が強い。燃料棒がζ のように高温に

なると，稲射Vてよって制御棒案内管や炉内計義ジ y ブル念ど(いずれも被覆管と同じジルカロ(A-32)

イー 4)も，少しは時間違れがあるが，ほほ同程度の高温と念る。従って，その駿化の程度

は，ぬほ隣接する燃料棒と同程度であるといって良い。燃料棒の被覆管が分断される程度K脆

化が進行していれば，当然のととではあるが，とれらの案内管も同様の状態K念っているであ

ろう。

一方制御棒案内管内の制御棒の中性子吸収体は Ag85%-ln 15~-Cd 5~ 合金をス

テンレス鋼で被覆したものである。前者の融点は. 775-825'C，後者の融点は 1370-

1400'Cである。その温度は，燃料棒の温度にほぼ等しくなっているので，今回の事故陀よっ

て，吸収材は溶融していると考えて，ほほ関追い念い。燃料棒の昇湿程度によっては，吸収材

の被覆管も溶融するか，または著しく強度を喪失しているととが予想される。原子炉の未臨界

状態の確保は，一次冷却材中のホク素だけで十分である。また，燃料集合体の形状の変化は，

反応度を減少させる方向K働くととも付言してお、とう。

臨界未満の確保は可能であっても，制御棒案内管や吸収材の損傷の度合が著しくなると，燃

料集合体の崩壊を招く。 3.2.1で述べたように. TMI-2の燃料集合体では， ζ れらの案内

管が強度メンバとなっているからである。上下のノズルの連結が，案内管の損傷によって切れ，

グリッド格子(インコネルヰテよびジルカロイー 4製)も損傷すると，もはや燃料棒は仮に健全

であったにしても下部ノズルの上K立っているだけとなる。ヂして，燃料棒が分断されている

と，それは残っている燃料棒聞に落下しているか，あるいはまた下部ノズルや下部炉心板上に

落ちているととにまろう。特K損傷の度合が高いと予想される中央部の燃料集合体では，燃料

-38ー

JAERI-M 8 3 73

• t i l (C4 f tb i , ^ ' l J©*« i ! l S-*P«n i6 f i ( long term ooo l a b i l i t y ) # « # <5*lft £ £ K t t

- 3 9 -

JAERI -M 8373

集合体の上部は完全I'C:崩捜してしまった可能性が強い。

とのように，大規模念炉心損傷が*~出カ密度が高い炉心中央部で生じていたとする左らば，

それKも拘らず炉心の長期冷却可能性 (longterm ooolabiliけ)が保持されたととに怯

注目する必要があろう。

-39ー

JAERI-M 83 7 3

3.3 fcW)S»lcHD-S¥ft

£><D&@:<D®imtLX%W}Vzm^t:<, ffi,T, JSilft&SSi'CHLfcfcSa < IR&Sftfe*© 1 c>«t

3fc(CE:ftSilftfc&zl<l^te©#ft#TiKcXft£K:&/l-C, 7km%>*k»<DWffii>-£V7km&:

•nftyaft&mKTitoix, mw,<D^,^tm±Lx^.^<D^mmm:tx-tbiiiz0 -tux^mxid,

3.3.1 # * © ^ £ ( t O ^ T E A ^ I f f r t T © * ^ © § l 4 « i LTt t , (l)^4P*OJk*|-«Sfl-». (2) •;>*<=< = * A . *RJE.

-^f^S)i-'5<!:(4)j<.7'U'-7K cf ]©NaOH<i:*iit#©T^« •=? A i © S J S K J : * * ^ ^ ^ ^ ^ t b i i ^ „ Jy._h©§g£f[©5*>, (3)fct-!fcS5£&*p*K:fcrL 3 0 N m 3 g K ^ # L T t/*£ i « ;£

ff, fi-t£y Y i) y 7W&£Xfrb£.9$&*y7ft&]k-t& 1 F RS 4 0 ft&$L±X<Dmm KfrVTt t , **4©8tl}fcDNB4&£-Ci/»J5:i/»£#£.fe*i'5o Lfc^-oT, fc©B#8§©7k3l6 ®&&tt.ftA,E&ftmik<Dlk%1&ftmK&Z>%<J>t&htiZ>o t i l t , r *8©2F4$ 1 0#, G At * o. 5 # ^ / i o o ev i (s;g u T t ©g&ia© Mm±m t wtn-t s <t & 2 o w ta \>T30

^ ^ i H E ^ K ^ ^ T k + K ^ J r a ^ n t ^ S ^ - © 3 0Nm 3 i1}mLXt>~lfc&ft<D7kmmiri 50Nm3

m&KMg&â t © * £ * « , - » C ^ © E S * 7 0atg f C » T U T ^ t a ^ S # « 4 ± S < T t f c ^ i T & 5 . L « i , t , £©«9Mfc t t**« :SSSSr t©^7 '^^ jSK:5yLTfe - t b

K J E # & & - * - £ o -$<bK, —fc mE.Dfr$3 5 Oat g -£X1&T Lit 2.3 BZfflW:?:?) Kid, frO.\)

##©*f t#r tE&8!*#- i ; fc , fcS5£3*i -C^So « * * & « # £ i;-5 £ , ^SJ^zWSmftSiSIc 8AL:»£#©flffi;fcfe©lS'ffc<l> j i f r - f&©-r i>^3 = 6' A • TkKJSttteatf-'So ^ 3 = * A • *KJS©Ki5aSttiSS_h#ic^,TffifRB88S[«jK:Jti)ii-tS©T, &JS*tt & : » # © £ K

i , x * i ( f e t s ^ 0 tf#-e«. â#©ft• ftmmfrbm'itfrmtfm'kKti., urn. 10001C©*£ l ^ M K l 696, 1200t:©:&&5 2##Kj tSU 3&K , $1400CfeU:©

® K K 4 . S £ s ^ n ^ e - A • *EJ5©KJSfcT*RfH&&#_h :BL$tf, S < f ^ t l 0 0 * S E L K t . * t T , i>â •= * A . *SiE©#J-&©fFfffifC*.ft-oTtt, *&*4©JtfflS£ <t

- 4 0 -

JAERI-M 8373

3.3 梅納.器に関する挙動

TMI事故(iL:1>'"いて，格納容器は本来期待されていた機能を十全K発揮ナる事と;1;!? ，一次

系から放出される放射性物質はもとよ!?，水蒸気bよび水素の格納辛子よび環境からの隔離のた

めの最後の防壁として有効托働いた。従って，格納容器(iL関し最も強〈懸念された事の 1つは

一次系から放出される水素の爆発Kよる損傷，格納機能喪失であった事は想像に難くない。実

際，クエンチタンクbよぴ格納容器内で水素爆発(tLよると恩われる圧力スバイクが検知され，

さらに圧力容器内にも水素気泡の存在が予想される陀及んで，水素発生量の評価なよび水素除

去対策が必死K行われ，最悪の場合を懸念して住民の避難処置までとられた。そ ζ で本節では，

まず，水素の発生，格納容器への放出bよび水素爆発Kよると思われる圧力スパイク Kついて

評価を行い，次(iL，格納容器の内圧上昇につき検討する。

3. 3. 1 水素の発生Kついセ

圧力容器内での水素の発生源としては， (1)冷却水の放射線分解. (2)ジルコニクム・水反応.

(3)平常運転時K冷却水中に添加されている水素の解雌等が考えられる。また，格納容器スプレ

ーが作動すると(4)スプレー水中の NaOHと構造材のアル主=クムとの反応Kよる水素発生が考

えられる。以上の発生源のうち. (3)は一次系金冷却水に対し 30 Nm3程度溶存していると推定

されるものであ t，また. (4)は本事故(iL:1>'"いては絡納容器内に発生した庄カスパイク陀よ b極

〈短時間(約 2分間)作動しただけなので，共(iL量的陀は主要なものとならず，一応除外して

考える。

1ず !J.ーピントリップが生じてから主循環ポンプが停止する 1時間 40分後位までの期間

(iL ;1;...いては，燃料の露出も D N Bも生じていないと考えられる。したがって，との時期の水素

の発生は殆んどが冷却水の放射線分解Kよるものと思われる。そとで r線の寄与率 10払 G究 (A-34)

値を 0.5分子/100eVと仮定してとの期間の水素発生量を概算すると約 20Nmoと念 !?';

平常連転時代冷却水中K添加されている分の 30Nm3を加算しても一次系内の水素量は 50Nm

3

程度に過ぎない。 ζの水素量は，一次系の圧力が 70atgまで降下しても飽和溶存量を大きく

下まわる量である。したがって，との期間には水素は圧力容器内のバブル形成に対してあまり

大きな寄与は無かったものと推定される。

しかし 1時間 40分後に主循漂ポンプが 2台とも停止し，それまで幽りなりにも蒸気・水

二相流で行われてきた強制冷却条件が失われると，被覆材温度の上昇Kよりジルコニウム・水

反応が開始する。さら(iL，一次系圧力が約 50atgまで低下した 2.3時間後どろには，かな b

多数の燃料が内圧破裂を生じたと推定されている。燃料破損が生じると，冷却水が燃料内部K

浸入し被覆材の内面からの酸化も進行するのでジルコ品。ム・水反応は倍加する。ジルコ ζ タ

ム・水反応、の反応速度は温度上昇K伴って指数関数的に増加するので，反応量は被覆材温度に

よって大きく左右される。計算では.被覆材の内・外両面から酸化が進む場合には，温度

1000'Cの場合 1時間代 16%， 1200'Cの場合 52%が反応し，さらに，約 1400t;以上の

温度(iL;1;るとジルコ ζ ウム・水反応の反応熱で燃料温度が上昇し続け，極く短時間で 100%

反応し尽くす。そとで，ジノレコニクム・水反応の割合の評価にあたっては，燃料の露出長とと

-40ー

JAERI-M 837 3

&K«4©ftKifi&#*i£S5S:ft^£££<> L^L^^fc, mtt&x-ttteftumK&B-rzm

%Mm&MKi:z>&.®m<Di?mK&±'?xii$, «**««*©/» S K * as-s 4 a*«Lfc. £©

*@*. * & ^ 4 Bi - iCfS 0 © ^ : * ^ ^ i * l 800~2400Nm 3 , t O } * , ' ^ 3 - ^ - * BElSfc £ £ 4> © 1 5 4 0 - 2 1 3 0 Nm3 T, JSF'kfi© * * 3 = * A © $ J 1 6 - 2 2 0#Kl5L;fc i ^ 5 i s ^ i ^ * & # ^ 0

c * - 3 , ) 4 i N feM®m\fi€>7kmmm<Dm5E.iM^, E ^ ^ ? I R © * - < K # « ©

flt*5©i t S K j ; b£S©-c&±©8i5£t t lK#K:j@grft^#, â.it% *-#--i$K:ttfWat

t * j . $ i ! ! ! « ) ^ ^ ^ - / i ' b 3 i i . T , M © * f h # £ i ; T ^ f c © t t , i 6 ^ ( a ^ ^ e > i 3 . 5

W i t T O R S l 1 titffltmfeZix&lfi, £ © W ^ 6 f i © f t l l i - ^ L T ^ S : W t ( i 4 i p ©-C. SlEfct*SfHg«^«:4.iS5< 4 o * l - 2B$MXM,mKM't7l.±*rm&i, &2>„ *Z.X, >Sn,a =. V A . *R{S#J-&* 2 0 0 £ L . S J S ^ W l . 2.fc»J;D: 1 0 a#F8©:t§£-('CC>l/»-t, «S * * © £ © « £ £ £ ? T 5 £ & © « © < £ 5 ^ 4 - 5 o

Bf l - f f iKCC) © ^ S E ^ *

* aK«^KffifflL!fetf-**Htl000CJy±O»'&KiiIffl^?>S;t-*)2>Jtto, 1000 "C

tarei o o*mtLitb%k.bti2>L, MK6 o$mmsttLx\s>fri§&-tt, mnm&& H0Q-CM&K1k-iXV>1i%<Dt%JlbtlZ>o

*5)JR^jPftit*K)**|l*KJSSP4n?> t K ? s ? y i 4 ! a e L T ^ n t t , Gffifctift&aU tit, FP©SAK£4)Gf l [

- 4 1 -

JAERI-M 8373

もf'(燃料の最高温度が最も重要な情報となる。しかしながら，現時点では燃料温度κ関ナる報

告は金〈無く，その推定も非常に大き念帽を持っている。そとで，ととでは，格納容器内で測

定された水素濃度から逆に格納容器の水素生成率を評価してみた。

ナ左わち，格納容器中の水素漉度測定値K格納容器体積をかけたものを全放出水素量と考え，

とれに一次系の中(iL残留している水素の推定量を加えたものから，との時点までK放射性分解

陀よ b生成された分を差引くとと Kよbジルコエウム・水反応、Kよる生成量を推定した。な:j:，....，

放射線分解Kよる生成量の評価にあたっては，燃料破損後のP線による寄与も考慮した。との

結果，事故後 4日i>'J:.び 5日の全水素発生量 1800-2400Nm¥とのうちジノレコエウム・水

反応、によるもの 15 40-2 1 30 Nm3

で，炉心内のジルコニクムの約 16-22%が反応したと

いう推定結果を得たF扮なi>'.格納容器内の水素濃度の測定値ゃ，圧力容器内のボイド体積の

推定値にはかな bの誤差があると思われ，また，放射線分解Kよる生成量の推定も寄与率やG

値哨あと B方Kより変るので以上の推定は概算K過ぎ左いが，少なくともオーダー的には間違

い念い値と考える。

さらに推論を進めて，上記のジルコエウム・水反応割合をもたらすような燃料温度を推定し

てみる。事故のクロノロジーから考えて，燃料の露出が生じていたのは 16時間後から 13.5

時間後までのほぼ 11時間と推定されるが，との関炉心内の状態は一定していたわけではない

ので，反応は燃料温度が最も高くなった 1-2時間で急速に進行した町能性もある e そこで，

ジルコニウム・水反応割合を 20%とし，反応時間 1. 2沿よび 10時間の場合Kついて，燃

料温度の推定を行うと次の表のよう κなる。

燃料温度 ("C)の推定結果

前ご!? 1 2 1 0

20 1350 1270 1 1 00

40 1 1 9 0 1 1 30 970.

60 1 120 1 060 900象

80 1070 1 0 1 0 840.

100 1030 970' 81 0 •

ホ温度推定に使用した計算式は 1000'c以上の場合に適用する式であるため. 1000'C 以下の推定値は不正確である。

以上よ T.燃料露出長が全長の 20掃程度と少"'1ρ場合κは露出部は約 1300'C前後になb

t亘ぽ 100%酸化したと考えられるし，逆κ60%程度露出していた場合は，燃料温度が

1100'C前後(iLなっていたものと考えられる。

*5)原子炉停止中K冷却水l'C添加されるヒドラジyが残留してhれば， 0値は増加し，また， FPの浪人によりG値

は減少する。

-41-

JAERI-M 83 7 3

ti-£X<D r J B T W K <£ ZttamfrMKWK PBK t Z&Mftttla^ti& £. 5 frc£S„ F P f l S

*y7%mmmL~fc%fr?7-?-^tkmKii-frtiit^&x-iit, -ft^-?©**^^?^

£ # £ LX<D7k.m>kl$,M!t±iS!M-fZ> %<Dt%?LbtiZ><,

mi 5frt?£V 3&fM4 &fr'&<0* x-y?fiyJ>X<DE.t}*'<'t tX-&Z>a LfrL, iKDEEJj

i b J i , ^S&©f§£Ktt&£fc£^;fe<!:S;btt£<> t f c . fx-yrfy? rt©^,*gSB^WtJt

a t ^ i ^ ^ i L - t i , •fBjfc^©^îttfl)gibfeK:LT^^:»©7k*%*4^SiJ-CS7fcî4^ Pn1R;,©fcn-J.o U * ' - 3 t , A*©7KÎ§**W56KJS^LA©tt , l o^ramK*D7fc*§^

g^rtT©ffis^--i'^©fe^-r*>-5/t<t.sfc^-i>o i i t t s i c , £-ft'&mftK±m<D}mB

L-Tfc o-r, *te©jgji^î,nfc):, & siftiLJ: s^&s^^-eiriiîiigîx, E M S ^ f e l § ^ ^ f l ^ © * ^ © # f t a , * » < £ 0 : H : ^ ^ ^ K : i * ^ i ^ ^ ^ r t © 7 j < » i i : M ^ © * a : & a K ^ T ©& £f #&;!>; ft ft © # Silt T-& 3 5 <, 3.3.2 **©®:ff i i7>;^^^

E A ^ I g r t T - ^ ^ L f e T j C ^ t t A ^ - T - © * ^ I- ^#>foflflffiPICAS', %mW&\sftfrh? x ^ * ^ £®,T|&»gffK:gctB3ft<£o ^©^ttlgK©f£.34>T, MffiBjfg^Sît©

*6) -jKtcjiis^^WFiKt fcfcicH:, mi&Kizmi&*&temim*±*t>!>m&i$Km&-tz*i#&#x±?&kMgt

*~7 5.*, 7k*t »*Offi-&-4-Ctt 4. 1#~9 4.* (. <§L 1 atm,»fi ) t-fc4„ «S&©Jg:£tt 3 WSK*J3lJ« ( l 5 , t f i ^-^-ei«SiK(flaniing)e>J:5K:^r«SS-&Jt<D±KJyJ:01^«*0*** !SaKS^5i, *£: t-Br««s-&ifcK>5:^T#^}c«»'*i;5„ L*>>U ;fi<>wMm-&i3.tfmm$nx*z>mK!k&M%o B(I^H:±E<D°r«Sia-&JtOSl#:te*iA;L/t«^t-, j W i * * • ^©S-g-^T-t t**: 12 m/s egEoar-efcjftfco -;&, S ttBJKiil-g-ifcJ: S i 3 ^ fc^S^tt (*£•£&©«£•*•£-« 18 <*

(explosion)K*ft £%©<!:,gfrtt, £ ft i^flST-tt " **fll 5§ " t Bf& £ £ 4 5 „

- 4 2 -

JAERI-M 8373

な辛子，燃料が破損し，燃料内K封じ込められていた FPが冷却水中κ放出・混合すると，そ

れまでの r線だけによる放射線分解に更に β線による寄与が付加されるようになる。 FPの寄(A-22)

与率を 10婦とすると放射線分解による生成量が r線だけの場合の約 2倍になる。また，放

射線王子解Kよって生じた水素と酸素は，沸E撃が生じてい念い時には再結合してしまい，水素ガ

スの生成は殆んどないと考えられる。したがって. 1 6時間以降炉心K注水が行われ，主循環

ポンプを再起動し一次系がサプクール状態 VL~~かれた時点では，一次系内での水素発生は殆ん

ど念<.格納容器陀漏出した分だけが熔存している FPによる放射線分解をするだけなので，

全体としての水素生成量は急減ナるものと考えられる。

ところで，大量の水素発生がどのよう Kして検知されたかであるが，まず最初の徴候は 3時

間 15分なよび 3時間 48分後のクエンチタンクでの圧力スパイクである a しかし，との圧力

スパイタκ気が付いたのは，時聞がかな b経過しレコーダーチャートの点検を始めた時点と考

えられ，早期の発見Kは役立たなかったと恩われる。また，クエンチタンク内の気相部分は比

較的小さいので，ととに空気さえ満たされてゐれば，放射線分解によって発生した水素が短時

開放出されただけで水素濃度が燃焼限界を越える可能性が十分ある。したがって，仮VL早期V亡

気がついたとしても，何らかの異常とは判断したにしても大量の水素発生を予測できたかは疑

問K思われる。したがって，大量の水素発生を明確K示唆したのは 10時間後代生じた格納

容器内での圧力スパイクの記録であったと思われる。とれと共VL. 圧力容器内K大量の非凝縮

性ガスの存在が確認され，大量の水素発生を予想し，圧力容器内での水素爆発の可能性の検討

身よび水素除去作業が急ピッチで開始された事がNRCの発表や新聞報道等から想像できる。

したがって，事故の経過から見れば，もう防止しょうが無い時点で事態が確認され，圧力容器

から格納容器への水素の排出，かよび再結合機による格納容器内の水素低減等の事故処理陀全

ての努力が注がれたのが実情であろう。

3.3.2 水素の放出と水素爆発

圧力容器内で発生した水素はAループのホットレグから加圧器K入 1).加圧器逃し弁からク

エンテタンクを通って格納容器κ放出される。との放出経路のどこかで，燃焼可能左混合比の

水素bよび酸素を含んだガス部が形成されると水素爆発あなそれが生じる。

吋)一般に燃焼が持続するためには，燃焼Kよる発熱量が熱鉱微量を上まわり燃焼部K隣接する可燃ガzを発火温度

(水素の場合585'C)まで加熱し得る条件が必要である。との条件を満たす可燃ガスと空気または酸素との混合比

が可燃混合比であるが，水素は非常に広い可燃混合比の幅を持ち，水素と空気の組合せでは水素の体積書!冶が 4.1

，/;-75.'/;.水素と酸素の組合せでは 4.1'/;-9 4.'/; t但し 1at皿，常温)である。燃焼の形式は 3種類に大別さ

れる。まず，パーナ『の燃焼 (fla皿ing)のように可燃混合比の上限札kの高獲度の水素が空気K援すると，そζ

で可燃混合比K在って静かκ燃焼が生じる。しかし，予め可燃混合気が形成されている所i'C火が着くと，混合気全

体K火炎が伝播し爆発的な燃焼とな!l.安全土特t問鱈となる。爆発的な燃焼i'Cも 2種類あ!l，熱伝導i'Cよ b火炎

が伝摘する爆発 (explosion)と，衝隼放の波面の断熱圧縮Kよb混合気が発火温度まで加熱される爆どう (deto-

Dat ion)とがある。前者は上記の可燃混合比の気体に着火した場合で，火炎は水素・空気の混合気では最大 12

皿/8程度の速度で伝播する。一方，後者は可燃混合比よりもさらに狭い混合比(水素・空気の組合せでほ 18冊

- 59'/;)で，しかも電気スパークや雷管等の衝撃が生じるような点火源により生じ，火炎は音速をやや上まわる速

度で伝播し非常に鋭h圧力パルスを発生する。本事故の場合は，以上のように分類した燃焼形式のうちの爆発

(explosio叫にあたるものと思われ，とれを本節では“水素爆発"と呼ぶとととナる。

-42ー

JAERI-M 837 3

*m<Dikmmm<D*xM®K7kmM%;&'i>m$tL2><DiitE.t)®%iipix&2>o Z.Z.<D±W7V •*• ^K^mm^^-i>m0.Sti, &UttZ*v1tMWfcmt&LXM%-ftit£Efi®M&Z^ldm<D - & * © & & *&•£>&*• *&»#*>*.> - t c r t i * . £t)®%s±®KX%lt*<< Kg|5ICJ»f&|®!? *Sjy±©«ii^®-5RTtefs*j**«>'<!: 5*>» *&!*•*•*«, mm<D®&Mittktomfrmi£iz>% C ^ i f i T i ( , zkfg 1 * ^ © g ^ K * f b 1 /2 t-uoKSStfsiS £•?-£„ i?A-a= * A . TkSlB^&t & J U R L T ^ £ ^ # 5 2BSR8^£#£*<<:, -t ft*-CfC&JBfc<**.**£SttiK; 2 5 Nm3, mmteZV^frOfal 3Nm3 ft t JtSg 3 ft £ - E f l ^ H f l © * * K«tStWt*?j 3 0m 3 , E t J«*^f f i<« :^! fe^^-C5 0a tg ( C f t - p f c i - t ^ i . a8£©#8(*!l4-tt£>K4' K 3 0 m 3 r a L 0.2 5m 3 , SP *> *tr 0. 8 i 6 t 4 4 . B]B|s.ai?»£»KH:, * i • S t I ^ 4 I i § © W I 4 Xxxmbfrmi!?®! 0$ C^JRifc)TS>i?, zk3&«T*tofc«£fc:<&e:ft<!:;*;ii75:^<!:,B*> ft£„ Lfetf-oT. ±IB©»5ll»ffi-C©«5Stt-i-f#^?jn3S:^„ & © ^ t t , **=! = * A .

T ^ - S i , E A 5 0 a t g © N F © m * # » * * 2 . 8m 3 ( 14 0Nm3) £ £ £ „ * v M ^ J : &±8S © E ^ S t l * - < t ( > * K , t ^ © ^ » * t l O 0 m 3 fr#-f K^St i 1,8(4 i , _hie©#5i§IB>4(55£-C

m i » 4 * a i J S S S * ^ * # ; L * £ * S t t £ t 4 ^ £ t t W ; L * ^ # , -#C^F*3T, $S#llftiJ»£-£;L *§£,£ 54*s!!«f6fcl;*-f£i;*^fc©<!:#*.?>ft*.

* ^ ^ ^ ^ i * i &t>ti2>£J]A '* -f * #«J*bT&fci3ft fe©Ht* x x ^ x ^ d E ^ j f f - K *7) *7)

i ^ T T f e S , 3 ^ 1 1 5#K: 5 psig (0 .35a tg ) , 3 BRfl 4 8 #(C 1 1 ps ig ( 0.7 7 atg) ( D E J ^ ' M âsie#ff-^* - YKmm-$ft-xv>±a ? ^>• ^-^yômMn.m^.^T^^.<o x-mfc$m.z.tttm^&îis *ai£f&&ftfcH«©E:&*'M;?*£D*]iiB#jisk4^

(A-27) _

^^-r&4»«rarawa^4^<!:Sfcti4o ** . E * ^ - ^ ^ ^ s i i ^ n f t ^ s i i w , 3=mm #-s7&ikifo 1 W i t , Ô, jBEfl7E^t^4 O M f f l i U , -&Si©E;tJ_t#fCJ: J>

(Diit^^^T-^jt^:, i?^=i = * A . TkRfBî £> **§g£Sa£,#.*f:f-5£&IC, 150atg tt fi © US E ;*»?>© ft fflSHit:* b -^K**©zK3g^ ik ia3n* :< , (2)flqE3Stf»k©j&aftffl# #jLUti^7e:*t4 0 #HB©fB(<C. ;# x >- * ? y ?&£ ?>• 1 1 KSJJSJH- 4 K t ^ C i U S ^ T o X

M«fcibnfci)iE§7c^gB©^FK:4*DTVaS*s, e.©B#Ktt;? X >-?• * v ^ ftXItiftrnM Sktmb-f, mi ot%M&K-%,M®m?ixtkcx^z,0 t o t t w ^ y f ^ n s D S

^©StelfcfcftfflfcO&ffi&SSflrcifc^-C, * f e § l ^ 1 0 BSW^K 2 8ps ig( 2.0atg)*7)

•7) EfrDifffigti, a*©?-B-bJttJ«-CS!ljeU-C*>!>, ffi<*4>, JEffiSaojUo-O-ua-^SK £ 5 4,©i®

- 4 3 -

JAERI-M 8373

水素の放出経路の中で最初に水素爆発が心配されるのは圧力容器内である。ととの上部プレ

ナムK可燃混合気が形成され，高温になった燃料に接触して爆発すれば圧力容器あるいは他の

一次系の破損をひき起す危険がある。そ ζ でまず，圧力容器上部にできたポイド部K爆発限界

濃度以上の酸素が溜る可能性があるかどうかを検討する。酸素の供給源は放射線分解Kよるも

のだけと考えて良<.水素 1モルの発生に対し 1/2モ，レの酸素が発生ずる。ジルコエウム・

水反応があまり進行していない約 2時間後を考えると，それまでに生成された水素量は約 25

NE3，酸素はその半分の約 13Nm3位と推定される。圧力容器内のポイド体積は約 3OEns，圧

力は最も低くなった時点で 50atgf'Cなったとすると，酸素の体積割合は全ポイド 30m3f'C対

し0.25皿ぺ即ち約 O.8 %となる。可燃限界酸素濃度は，水素・空気混合気を窒素等の不活性

ガスで薄めた場合約 10 % (体積比)であ t，水蒸気で薄めた場合にも ζれと大差ないと思わ

れる。したがって，上記の酸素濃度での爆発はまず考えられない。との後は，ジノレコエウム・

水反応が進行するに伴って懐素発生量f'C比べはるかK大量の水素が生成される。とのため水素

過多の成分比となるとともに，再結合陀よる酸素量の減少が生じ易い雰囲気と念 t，可燃混合

気の形成からは遠ざかると思われる。しかし，酸素量を最大限K見積るために 16時間後ま

でに放射線分解により発生した酸素の全量が.一次系内のポイド部K全て溜るという仮定をし

てみると，圧力 50atgの時の酸素体積が約 2.8m3(140Nmうと左る。ホットレグよ b上部

の圧力容器bよび配管部の体積約 100m3をポイド体積と見積ると，上記の非現実的な仮定で

も酸素濃度 2.8係となり，少なくとも平均値的には可燃限界を越え左い。したがって，どく馬

所的な水素爆発までを考えると絶対生じ左いとは言えないが，一次系内で，機械的影響を与え

得るような水素爆発はまず生じ左いものと考えられる。

水素爆発によると思われる圧力スバイクが初めて検知されたのはクエンチタンクの圧力計K

よってであり 3時間 15分K5psig(0.35MgfT 3時間 48分K11psig(077uC

の圧力スパイクが記録計テャートに記録されていた。クエンチタンクの詳細な構造が不明なの

で断定的左ととは言えないが，水素爆発以外f'C同様の圧力スパイクを生じる原因が見当らない(A・-27)

事，お‘よび圧力ピーク値が可燃混合比近くの水素爆発の推定圧力値に近い事等から考えて水素

爆発である事はほぼ間速い念いと思われる。また，圧力スパイクが観測された時刻は，主循環

ポンプ停止約 1時間後で，かっ，加圧器元弁を約 40分間閉として，一次系の圧力上昇により

再び聞としてから約 15分後である。 ζのζ とから， ζの時刻K水素爆発が生じた理由として，

(1)主循環ポ Y プ停止後，ジルコエウム・水反応f'Cより水素発生量が急増すると共f'C. 1 50 atg

付近の高圧からの放出再聞により一時K大量の水素が放出された。 (2)加圧器からの蒸気放出が

停止していた約 40分間の間f'C.タエンチタンクぉ、よびととに連結する配管等の温度が下って

負圧となり，クエンテタ yク内に空気が流入した。等が考えられる。なお~似た状況は 7.5時

間後κとられた加圧器元弁開の時Kも生じているが， ζの時にはクエンチタンク内では水素爆

発が起らず，約 10時間後f'C格納容器内で生じている。との時Kなぜクエ y チタ y クで生じな

かったかは，不明である。

水素の最終的念放出先の格納容器内陀やいて，事故発生 10時間後f'C28psig(2.0atg)叫

場7) 庄力の担IJ定は，通常のプロセス計器で測定してか仇記録も，応答速度の遅いペンレコーダ等によるものと恩

われるので，実際の圧力ピーク値はもっと高h可能性がある。

-43ー

JAERI-M 837 3-

Jl *- f W.fr&mMmxmfe%ti2>%r*E.Jjt£. ( * $ s £ 5 0 * i LX l o~l 0 Opsig)ri>b#;

ttraffW^^Sô TMI-2©**S££8?ffiii£#('C;fc>i/»-CHt, tS«fi^grt-r©**jg5IW:

©tt^^-CJboJfc5 5o L ^ U (UfcU *§*I^Ssft:i:H|i#*:&£££j;5£*MSI;S:7k*;l§ fg#£D££- t<&£ , *&*ftîl£ft©fiE#±l?-L. n% K®h *?fr-fl&.-hWMUmifiWm\S n%>\t$.-fX-&>hifi, NRCm%ttftiBK$iÎEJ3X'<'( *X&ifck LXV>Z,„ (2)«|flSSrt

M%tri&tto@&ftfcfif%#)fc*%fctbfr£.L. d £ TzKs!l*£#ii5 < 4 o t M U f e t W © t f S a t * > 6 5 0 E2j*"<f jS-Olg^BSffitt, 2K§©2)[lEf§7£#g5#&- 5 'Te:iit |B£ L T^b*t l2 . 5B$ffl&X&Zo Z.<D7tftmtl.fcftfrbmV&tL1tt&Kfrlr}Xlri, F,b&&±ftl£&MLfc£^&bnzm%i.m%MMLX$-W:<DBfm

t-r, *§ifts^©E»±#ttipEfff3iL*©ps • mt^feumfaikftixvizte-rx-tbifr b, mE&&LftfflMcft<D3.5#M&frb 5mm^tX<DMWiSn±S.t> I ! ? # E ^ E 4 * t o £ £ 0.0 2 1 p s i / m i n i $ 4 „ f £ t , i S L # # l ] £ * r> X ^ 2>B$<DftE.&m. £5f i LX, ttDm%s%mm-i xft]$Lx&zt, ^M^TW-O.8 7 p s i g £&& ^#ate^©fiKfsfi# L < £ 6 o t © * ^ 5 > , ^ I f lÛt t , &U##S£*-=Tl/*-5SBW(£¥i£0.021psi / ra in © I l t ^ E ^ n f c S i O t l g t U o **>, 3. 8 © i K S M ? i E J # 1 p s i g i lj 3ps ig K;§._b# L ft £©#-£;$> & £ # , fea^(«ia^[H^d©j: 5 * ^ : t ^ E * ± f l ^ ^ [ ; * i t t ^ i b n t , t > L 5 , ^b*'©!SHT:EAiaiJ^ls©Jt^!45gii. Z <D\ftMK&M Litter A. ItlS

Jfcfc. #EJ£K0.0 2 1 p s i / m i n j«>b#EKS"t *^Sfr^gSfcffJ*:*-Z> t , S M 3 K f A—23)

54 5 k g / h r , $ iSc^5^Wt-CK«^Lfe7K^^ ,»©a» £ i ? * 3 W l T & f ? ,

*8) TMI - 2 C * i g 4 S t t i g « © f j « K a , * * « !£©©&;& 3 ft T^S„ -tît>h. VimffittiMfrbtt,

»^*eft°rt64TKffl6.*-e«»^Dfe*^©ffiS*!Stt2.5 psigi-j;i>-14.4 paig **fc, tftKJ:

- 4 4 -

JAERI-M 8373.

の鋭IA圧力スパイタが観測されたと報告されている。水素爆発以外氏原因が見出せない事，圧 i

力ピーク値が水素爆発で想定される最大圧力値(熱効率 50婦として 10-100psig)から考 l

えて不自然、左値では無い事等の理由から，との圧力スバイクの原因が水素の燃焼に起因する事

はほぼ間違いない。 TMI-2の最終安全解析報告書にかいては，格納容器内での水素爆発は

起b得ないと結論を下していたのであるかぢ?とれが大きな問題点の lつとなって報道された

のは当然であったろう。しかし. (1)もし，格納容器内全部が火炎となるような大規模左水素爆

発が生じるとすると，格納容器全体の内圧が上昇し，非常Kゆるやか左圧力減衰曲線が観測さ

れるはずであるが. NRC報告は非常K鋭い圧力スパイクであったとしている。 (2)格納容器内

の火災，あるいは火炎による熱的念損傷に関する報告が全く見当らない。等の所見から，水素

爆発は格納容器内K局所的K水素だま bが生じ，ととで水素濃度が高くなって発火したとみる

のが妥当であろう。圧力スパイクの発生時期は 2度目の加圧器元弁聞があってとれを開とし

てから約 2.5時間後である。との元弁閉とした時から再び開とした時Kかけては，炉心が最も

厳しい条件κさらされジルコニウム・水反応が急速(!L進行した時期と考えられる。したがって，

時間的Kも，加圧器元弁闘と念ってから圧力スバイク発生までという期聞は，一次系に蓄積さ

れた水素が最も大量K放出され，水素だま bが生じ易かったものと考えられる。

3.3.3 格納容器内圧力上昇

入手できる情報が非常に限られている現状でIJ:..格納容器内への放出エネルギーを長時間K

わたって評価する事は困難であ!:>.熱収支陀基づいて格納容器の圧力挙動を算定することは無

理である。そ ζ で，現在までK報告されている格納容器内圧力のデータから，確からしい庄力

上昇率を推定し.それκ基づき圧力上昇K寄与したと考えられる蒸気量を逆算して今後の評価

作業の参考とナる。

まず，格納容器の圧力上昇は加圧器逃し弁の開・閉と密接な関係、を持っているはずであるか

ら，加圧器逃し弁開放時の 3.5時間後から 5時間後までの計測された圧力よ b昇圧速度を求め

ると 0.021psi/皿 in となる。そとで，逃し弁が閉となっている時の昇圧速度を零として，

との値を時間零まで外持してみると，時間零では -0.87ps igとなり定常運転時の値κほほ等

しくなる。との事から，格納容器は，逃し弁が聞となっている期間に平均 0.021psi/min

の速度で昇圧されたものと推定できる。な;t.~. 3. 8時間K格納容器圧力が psigより 3ps ig

k急上昇したとの報告があるが，物理的K短時間Kとのような大きな圧力上昇が生じるとは考

えられず，むしろ，何らかの原因で圧力測定器の追従が遅れ， ζ の時刻に復帰したと考えた方

が自然、である。

次(!L.昇圧速度 0.021psi/皿 in から鼻圧K要ナる有効蒸気質量を計算すると，質量速度(A-23)

545 kg/hr ，事故後 5時閉までに寄与した水蒸気量の積算値 2.3も0且となる。とれらの数

値は，加圧器からの放出蒸気量の推定値の 20-5 0 ton/hr(!L比べるとかなり小さい値であり，

時) TMI-2の最終安全解析報告書の付録には，水素爆発の記述はされている。すなわち，事故解析結果からは，

格納容器内の水素漫度は爆発限界を越えまい。しかし，仮に越えたとして，爆発下限の水素.度4.1ヲu-よぴ側方火炎伝播可能左下限値6.帽で爆発が生じた場合の圧力推定値 2.5psig辛子よび 14.4psigを求め， ζれによ

る格納容器の損傷は無hとしている。

一44ー

JAERI-M 83 7 3

* & ^ - W ^ ^ ? " ^ - t t * i ) 2 a - ( S ^ i ) b , # ) 5 0 0 0 g a l © * 7 - l — z k £ « : f f l L f c & t ¥ l L 3 * l . * o *

6^sJs, D O C K E T © ^ •tW-tf-Ctfcttl.&JISrfT 5 £ * T* f-CC J; *ftj|ft!g8EE:*j|$Tfct>l& 0 .39ps ig ( 0 . 0 2 7 a t g ) , MWt a * * © « * $ 5 4.5 % , / T» a -> f f | © $ ^ 0. 2 * <t

*9) 5,08 B#TNBCK£6^*3t i f t# iWiS:^°^° ^ - K J l J i , 6 A W ! * L * i %HXV>Z,a

- 4 5 -

JAERI -M 8373

絡納容器盛や構造物.クヱ Yチタンク中の冷却水等(tL失わ・れる熱量が非常に大きい事を示唆し

ている。

事故後 10時間に格納容器内に生じた圧力スパイクによって格納容器スプレー系が作動した。

格納容器スプレーは約 2分d私動し，約 5000galのスプレー水を放出した後停止された。ス

プレー作動としては.どく短時間であるので冷却効果沿よびヨウ索除去効果はあま b期待でき

左いが， DOCKETの内容と併ぜて検討し概算を行うとスプレーによる格納容器圧力降下は約

0.39 ps i g ( 0.0 27 a t g ) ，無機ヨウ索の減衰率 54.5婦，メチルヨウ素の滅表率 0.2%と推定(A-2め

される。

*9) 5月8日付でNRCにより公表された詳細なクロノロジーKよると， 6分間作議したとされている。

-45ー

JAERI-M 8 37 3

3.4 «««6tttitt«K J?

TMI»&K*»-fj-&&|ttgi!(ffl©ig®Kg§UT©fffL- 'ffi^tt. mmmt$>ib^X-tf€A^ SntWSlA, t t t t t , 2. t t £to7fc#ifc£ft©^ n ^ n •s'-f £. LKieUAFS ABfC

TMI*SSc©fe*fM^tti©SISB, *SiJLT3BSSBK#l,t-C#*.a©a5g^£Â.J: 5= S

I ^ J t t t t M L S ft ft < /£ i?, <£!3:©*ltli#-* J» >" ©^S-F, S#*©—^fcte^gfg Vcm-fZ.t1k}ZZl>X, #&iSft*4MS£lfl&L71tB#«8T£> 4 „ gg 2 fflfctffiigO'fFifiK&B t i . l 2 l * b , ^3 l - .Of t7 t J , #i>ifega*& 2 0Jfel±ilSJSUX©Ct-C€)4o ««fC&

m2m&.&<offi$kfc-3^xtt., ±tiÂ,amm.xth^<o%-mbnxv^n.v^(Dx, t t « 2

ZMfcLXZ-lS.

(i) te^SI*'<b©[!&©*•«( §lfM*F P ) (2) S G-BîKt3iUt© 2 R | ^ O S S .

(3) ®^'F«^-»-^7'^'b. S?-!F«i!!«^'v-©3ii7j<lc^HU,7tlS^ni6ij«»îb©2i«,o

TMI 2'jF<D®m®mii±, m&fttS;!) *>>*<)- hm&r. T~*.7xuift±%^-m® fff-C&&o BgltE 6 0psigB#©2i&sgtt. 0.2^/day £ J£ & 5 A. t ft (± &*ft£is#Piil!iiSftfcl$©t£-c&;&0

lgi#8tc<l, *&i^#£f±Ri«t3ftT^£ô t©IM©$&iM!£E:2i©aHfcfcJl,&£. #&M (2<I#>e£:ftE-£'&-?/t©##&S^(C2~4 psig m&OiES.VC^^X^ha m2ffl<DWtbfc mmmm^mmsP-itWii, ^.mmî^mm-thks.hnhE.ij^^-1 ^©f§££i5g-< £,12 B#IH&t-ef±, %imtW\&BL<DJE£frffi\r>X^2>0

Jtn&.&i[±, %^<Dg.EE<n:mCX^&c C©H. *SiSSgi&m*iK©Slfc&®^c>^Ttt$gD<bftT^?3;U%#, E.j}g.ik7b> b fetiZL

t , &< t%miMirimm&±Lxv>it*!&&&m\f>o £©«•&. fa$i®Wifrb®m®,kimm mm, ffiffi$ftx\^%\^m<gi:<D®<DM'&:®iftLxikc±t!$.t>tiz>fr, -tom&mi&^w x&h.

mi,2m*mcx. &ftx-WLmL±mnmfrb-fc&%i%^&m$tijt%jiix.<Di&mmfr&.

SQ-B%MK^^X&, mm&£>vjttti(>K2.3i&igi&vcmmL±£.t&mcbfrx\n2>0

SBtrara—iku-c^s. ?.2xm-<jtmvc, t<D%fM-£x-<Dmm®.m.!&<isLK&^-fttL.x%,

- 4 6 -

JAERI-M 8373

3.4 被射能放出経路ノ

TMI事故になける放射能放出の経緯氏関しての詳しい情報は，放出量とあわせてまだ入手

されていない。 ζζ では 2. でまとめた事故全体のクロノロジィと1.Vl:記した FSARVl:

装、;'~，プラント情報から，放射能放出経路について検討するロ

TMI事故の放射能放出の経緯は，大別して 3時期K分けて考えるのが妥当といえよう。第

1期は事故発生から，格納容器隔離(5時間)まで，第 3期は既設の放射能拡散・抑制防止装

置だけでは処理しきれなく念j)，仮設の水素廃ガスタンクの設置や，廃ガスの一部を格納容器

に戻すζ となどをして，本格的念事故処理を開始した時期である。第 2期は両者の中聞に位置

する。第 2期から，第 3期への移行は，事故開始後 2日以上経過しての乙とである。環境に放

出された放射能の量については，第 1， 2期が第 3期に比較して透かに多い ζ とは当然である。

第z期以後の情報については，まだ殆んど信頼できるものが得られていないので，ととでは 2

で対象とした事故後 16時間まで，特に放出量が多い第 1期K焦点を絞って放出経緯と経路

を推定してみよう。

第 1期にお‘ける主放出経路は，次の 3種類である。

(1) 格納容器からの直接の漏洩(気体状FP)

(2) S G -B系統を過しての 2次系への漏洩。

(一次冷却材中の FPの移行)

(3) 原子炉建家サ Y プから，原子炉補助建家への送7.!<Vl:起因じた原子炉補助建是正からの漏洩。

TMl2炉の格納容器は，鋼板内張Dコンクリート構造で，アニ品ラス部を持たなh一重容

器である。設計圧 60肝 ig時の漏洩率は. 0.2 % /dayと定められてお‘j).コミッショ=ン

グ試験のデータは， O. 1 4 ~ち /day(58psig) で，とれを保証している。もちろん ζれは

格納容器が隔離された時のととである。

第 1期trcは，格納容器は隔離されてい左い。 ζ の聞の格納容器圧力の変化を見ると，事故前

は僅かに負圧であったのが事故直後trc2 - 4 ps ig程度の正圧に念っている。第 2期の初めに

格納容器が隔離された後も，水素爆発K起因ナると恩われる圧力スパイクの発生を除くと， 12

時間後までは，第 1期と同程度の正圧が続いてhる。それ以降は，若手の負圧に転じているc

との閲，格納容器換気系統の退転状態については報じられていないが，圧力変化から推定し

て，少くとも第 1期は運転停止していた可能性が強い。との場合，格納容器からの漏洩は容器

壁面，隔離されていない配管その他の貫通部を介して生じたと恩われるが，その漏洩率は不詳

である

第 1，2期を通じて，炉内で被損した燃料棒から一次冷却系へ放出された希ガスの相当部分は，

格納容器陀移行し，その一部は格納容器から環境K放出されたと考えられるが，換気系の運転

がない限 T.その量は{坊の経路によって放出された希ガス比較すると少念いといえよう。

SG-B系統Kついては，漏洩があったために2.3時間後K隔離した ζ とが報じられている。

漏洩は，復水器のオフガ♂・毛エターで検出する設計である。乙の時刻は，燃料破損開始の時

期とほぼ一致している。 3.2で述べた様VC， ζの時期までの燃料破損は仮にあったとしても，

-46-

JAERI-M 83 73

o-r, «7k^*s*->-7-t^L.t, ±f%.*Kik&-zMtmmmit$., &©(3)© ««&«:#«•?• a t ,

fct, 2.X&-<±btZ>X&>Z>e «1EA*5»nffiS7c**HK-t- SSf^SL-Tt 2. 31$ H f t , IS :f!!P3isK-9->'7"^«»L.7t l#C&£P*©«fEft#i^7fc,, n^yyiA, 2. 1 X 2. 4 X 1. 8 m $ t ©

t ^ S © 2 M r c t t - a j t , n f e S B ^ l : H : i K ) 7 . 9 m 3 © * - 7 - v tf„ b t * J B frpj© 1 SfC, 2 i

© P U J . - t f v ^ ^ & i ) . * © * * § : * « , 4 5 m 3 / h t t * 4 . t J ' 7 ' t t l t l , l&ffigilftfllJOtts

PST, *^(s^ffi«K*>*o ^-yyîiLvcii-ox, z.nb<D#y?tt.awimw), #it-rsi£ft

fi y 9 ( Misce l laneous Holdup Tank) Ki£ fc> ftfc? £.<D* y * lli&i 7 4 m 3 © ^ x

y^*mn $*«# i>tt.5„ unease i*- ?- • rf^T-cgi&jgijifciLCTkffinia 1 5.2 cm - C t f t t t i r j ' 7 ' C S g g i : © l / l 2 K f f i 3 t i . i l f e A ^ . t © *" >" 7 - 3 r ^ O i ® ^

— R^*P^34^©»7k* 5 JS ; f : r f f i i ! )«*KJt l*5niBgi , tT^fct i K 4 * . t©KI , flqEfl© 7C##Kirc4o-t^;fe 2.3B#|R|;a»t>3B#||g*-C<DH*|&^-C, ^ x x ^ * v ^ A ' t . - R ^ i p * /J^©Jl** : ^©-9->'7- |CftoTÂ©-C4.*o -&LT, #K:;fifettflg#iglêtzk;ds£o7fc©Ht, 3WMi©i i t4ô <:©Hi, *'>-7-i-&tfett2-&âtiKiite3n-r^feifsi, * * & 2 2 5 . 4 5 0 m 3 j g * 3 n ^ e : i K 7 5 : S o 7 C 7 t ^ ^ l C 4 c . - C ^ T i S i 7 k / J s ^ ^ - 3 f e S i ^ t t ^ * Ifiltfr^tth-i-ht, t © J i t t 1 9 0 . 3 8 0 m 3 -?£>*„ S n E H a U # * > b©SlEffiSfE*ft, 3.1.3 -CxE-<ife«lc 8 . 6 k g / s e c i ^ - S t , " " 1 3 0 Sg l *8f. SpE^©7C7T*s|Si ^ - o T ^ f e &??$*K-ffitiil,±--lkl%&tt<Dmmil±, & 1 3 5m 3 T 6 * , , £ . O f # I U W f t t f , «*J<5*1 TWTfc * v 7*(4 1 mt^Z-X ^*^ j f f l* i4V>.

JB^rff iJ l*8§:©gI?WJ8*^§: l&±©i£*ri ; &o;fcfe£>, ^ ^ a * - ' < - 7 « -L-T, B5SfeMtg*^|HHiSfRK:*)^nfflSeiii4oAo f£ Kf ;' 2*iJI&&g?i^•>'7• ( § 4 2 9 m 3 )Kl*fcfr ,n*fc«, x-?yvxmmtik9t<Dm8bm&-9-y7*y* (.&M 1 2 m 3 ) K #>-7" -e<*_k t f i b ^ S o L ^ U . J lWfC^-r i><l<D*y? %*-;<-7 B - L T l t - 3 f t t

t-r*55o zLxffi®Mmmw*%v <mm-£-&±z.tvcn:z>e mfci,±&*y7TD-yy fi 'y?m<OWtVtU.m.lit, ffigbmmD-y 7 * ^ ? <D 2 TcOki&K, ® * 6 5-C-Ct>* 0 t * l K * f L T , 1 0 0 •Cfc]&^M:iB.<Dm7ktimtl&&fc<DX&2>frb, # yf-^ * v 9 <Dv-*%

*) &©R£KTMI-2 Interim Operational Sequence of Events as of May 8, 1 97 9 ) KJ: ftti, t y ^ *

- 4 7 -

JAERI-M 8373

燃料棒のふくれ破裂によるギャップ放射能の放出が主体であ!7.その量は比較的少ない。従

って，復水器真空ポンプを介して，大気中K放出された放射能は，次の(3)の経路K比較すると，

ほとんど問題にならない程度K微量であるといえよう。

第 1期医沿いて，最も環境への放出量が多いのは， (3)の経路である。事故直後，加圧器逃し

弁が設定圧になっても，吹き止らず，タエンテ・タンク K一次冷却材が流れ込み，同タンクの

逃し弁が吹き，最終的にはラプテャディスタを彼って，原子炉建家サンプに漏水が至った ζ と

は 2.で述べたととるである。運転員が加圧器元弁を閉にする操作をした 2.3時間まで，原

子炉建家サンプへ漏洩した 1次冷却水の流れが続いた。同サンプは， 2. 1 X 2. 4 X 1. 8 m深の

コンクリート・ピットでステンレス鋼で内張bしである。中央を高さ 1.4 mのステン νス板

で等容の 2~量K仕切られた総容量は約 7.9 m 3 のオープンピットである。片側の 1室(1[， 2基

の排出ポンプがあ 9，その単基容量は， 45m3/hrである。サ Yプ位置は.格納容器北側の地

階で，最も低い位置にある。サンプ水位によって，これらのポンプは自動起動，停止する設計

であったため，サンプに貯った一次冷却系からの漏水は，自動的に原子炉補助建家の廃液貯蔵

タンク(Misce Ilaneous Holdup Tank)に送られた?とのタンクは容量 74m過のステ

ンレス鍋製横置タンクである。原子炉建家サンプ・ポンプの自動起動と停止の水位差は

1 5.2 cmでとれはサンブの総容量の 1/12VL相当する。運転員が，とのポンプをいつ自動か

ら手動K切b替えたかは報じられてい衣いが，仮にその操作をし念かったとすると，ポンプが

自動起動した 7分 30秒から，格納容器が隔離された 5時間後まで，放射能が極めて高い

一次冷却系からの漏水が原子炉補助建家K送水され続けていた ζ とになる。この間，加圧器の

元弁が閉になっていた 2.3時聞から 3時間までの問を除いて，クエンテタンクからー次冷却系

からの漏水がとのサンプに集っていたのである。そして，特に放射能が高い漏水が集ったのは，

3時間以後の乙とである。 ζ の間，ポンプ 1台または 2台が連続運転されていたとすると，夫

均約 225，450ma送水された ζ とになる。元弁が閉になっていて漏水が無かった期間は送水

がなかったとすると，との量は 190，380m3である。加圧器逃し弁からの流出流量を，3.1.3

(A-13) で述べた様vc 8.6 kg/sec とすると，第 1期中，力日圧器の元弁が開となっていた

時間中陀流出したー次冷却材の総量は，約 135m3 である。 ζの量が正しければ，駆動され

ていたポンプは 1基と考えて良いかも知れ左い。

原子炉補助建家の廃液貯蔵タンク容量以上の送水があったため，同タンクはオーパーフロ}

して，高放射能水が同建家床陀あふれ出るとととなった。床ドレンは補助建家サンプ(容量

29m3

)に集められた後，ステ yνス鋼製検置の補助建家サンプタンク(容量 12m3 )に

ポンプでくみ上げられる。しかし，量的にみてもこのタンクもオーバーフローしてしまったと

とでるろう。そして補助建家床面を著しく汚染させたととになる。関係した各ポンプやサンブ

タンク類の設計温度は，補助建家サンプタンクの 27'Cを最低VL，高々 6 5'Cである。とれ

に対して， 1 0 O'Cに近い高温の漏水が流れ込んだのであるから，ポンプやタンクのシール部

などを損傷させ，漏洩を促進した 9，拡大した bするととになったとも推測できょう。

吋後の資料 CTMI-2Interi血 OperationalSeq山地問。，fEvento a8 of May 8， 1 9 7 9 )κよれば，サンプポ

y プにつ左がっていたのは，廃液貯蔵f1.:;;11ではなし同じ補助建屋内にあるサ Y プf1.:;;11である)。

-4 i-

JAEEI-M 8 37 3

© W i f c o f c . 4tgMii;©ife£|;£l£lKtt, ¥SB#fct. 3 @ / « © * ^ S r f 5 o T ^ * = g g f t

tt, * S t - 3 m m g R © ^ E K : { S ^ n T S a S r / | > 4 < L T ^ « 0 S f » * O J k * f t 6 * E « i U ,

t , #««*»?, ttwaftSRtt-c**. £©««•£*>!>fHttu*tur%. *t#)*iSEK;§ibn 7 f c - f c # * P * * © # # * t t , ^J tâSKSScWSt l fc-C^SS, t i t , ff<5 7 3 /S"©HECAt t , tftft-Cfct-P-«:«£ 5 * . ^WtXt>m, 5*:* 9 9.9595., 8 5 W i J - C t S t i K 4 o T W 5 . « g 6 @ ^ t - t S i J » U 7 t ^ « J : 5 * © 5 - b , ?5>7S: J3 O SB«-^3l^tK:Sttil i$ *x > C iK lTz^Tfc i j© SgSf t* , , £ t t # , ffiS6Ji*©HEOAtfBiK!4»XSI-t**lig*ffi^^-B-C**. ffii&JtSE * > ( b © i ; « © » » i * * ) * r , #£tfStf»fe*>.<£5*©;&feffi;a5£>i>, t i i f c ^ i M M ^ - c & t t s « n 7 t t * ^ . i b n * o

5B#ftg&<(>, * P E H * ? t U ^ - ^ ^ a ^ © i i 7 k t t i i - ? ^ S ^ - t f - ^ 7 - ( C | l t ^ / 4 s £ © ^ F H & « :

ft:fa t £ fC4 ;&©-C*& „

ft-Xt,-!), f * f t U « l S © « f c * © f f * * i - 7 > r c * j g - r t 4rt» o f t J i t # » » © « * © — • o £ f t o f t „

(2) /S J f- iîtî»->'7"^b©Sl7kW:. S t t t t t , l O B K l i l S f t i i S ^ n T ^ f t . t ©

ffitliL, £ « # 4 ^ £ f l l t f L T r t > f e S 7 j < : f S ; & f f i & S S ^ t T t t £ > 4 » o f c ; i ' o (3) flDEfS©&L#$Kmtf^T7e#£fiS)Efifcl.;fcli#( 2.3B#IH) *>L< t t , B f A J t & l l

$!§i£^8#( 3&fffl)fc. « teA^ iS^ -â* -9 -> '7 , ^?>©#7 j< S K> '7 '©g»3r )S?^ - t * -<

(4) &,±<Dm&%3ss&LT, 4^mp>L^mm<D^wi, ^m^-mômmm^-<*&%&.

ST&-5o T M I - 2©Ri i l« - t f c t , tSiW§?lff i* ig ( > 4 p s i g ) - C © * , giJUftfC h y

JAERI-M 8373

上述した.原子炉補助建家の高放射能水の送水とそのオーバーフローが環境への放射能放出

の源と念った。補助建家の給排気系統は，平常時は 3周/時の換気を行っている。建家内

は，水柱で -3 mm程度の負圧に保たれて漏洩を少なくしている。排気中の放射能を監視し，

設計値を越えると，自動的に吸気をとめると共に排気系路を切b替え，高性能粒子フィルタ

(HEPA)及び，活性炭アィルタ (HECA)などから構成されたフィルタ・トレンを介し

て，排気筒から放出される設計である。との設計どj:，~!?作動したとしても，補助建家(IL.送られ

た一次冷却水中の希ガスは，金量環境陀放出されたであろう。また，厚さ 7y'"のHECAは，

設計では単体ょう素，有機ょう素，夫k 99.95%.859'0を除去できる ζ とになっている。

補助建家まで到達した有機ょう素のうち，かな Dの部分が環境に放出されるととになったと想

定される。これが，補助建家のHECAを何度か交換する事態を招いた一因である。補助建家

からの直接の漏洩とらわせて，排気筒からも，ょう素の放出があ!?.とれらがサイト内外で検出

されたと考えられる。

5時間後も，加圧器を介した一次冷却材の漏水は原子炉建家サンプ(IL.集まるが，との時間以後

は格納容器が隔離されているので，すべて格納容器内に封じ込められた形に左 t，第 2期に移

行する ζ とになるのである。

最後に，第 1期の検討から若干の問題点を指摘してお、く。

(1) 原子炉建家サンプの水位，ポンプ運転状況は，原子炉補助建家内のパネルでのみ監視さ

れてお、 t，中央制御室の運転員の注意を十分K喚起できなかったととが対策の遅れのーっ

と左った。

α) 原子炉建家サンプからの送水は，設計では 10自に 1回程度と想定されていた。との

ょう K低頻度である念らば，ポ Y プの起動と停止は手動とし，運転員が水位以外の情報を

確認し，異常が念v>と判断してから送水する方法を採るべきではなかったか。

(3) 加圧器の逃し弁開κ気付いて元弁を手動閉にした時(2.3時間)もしくは，所内緊急事

態発令時(3時間)(IL..運転負が原子炉建家サンプからの排水ポンプの自動を解除ナるべ

きであったろう。

(4) 以上の諸点を考慮して，非常用炉心冷却系の作動，格納容器内の放射線レベル異常高，

あるいは燃料大破損検出と同時に自動的に格納容器を隔隊するととの必要性を検討するべ

きである。 TMI-2の隔離信号は，格納容器圧力高(> 4 ps ig )でのみ，自動的にトリ

ガーされていた。

-48ー

JAEBI-M 8 37 3

4. * i 16

* » © a « r c ^ T t t , a * * * * <«•***#, £ntt^-^©P3c-*W©JiSK:ôT:BJ

ft^„ -WJtWttbk.XVfim • tft*f-Cfi, ifc^L *>£»£#*:#&£-££.* ^ £ . 5 5 . fciA-fcE, A M f i i S i l i b n s S f t - s i t - j t t , -t©1!p&ic£>.5>. Ki t s '* ? A©ig£-

(C(H-#K*i» £&£;&> oft, #$ft£»tfs -%^©^:feKj^W©feto©-8iii4ntf^^-ce

- 4 9 - ( 5 0 ) -

JAERI柚 M 8373

4. まとめ

本タスクフォースの作業は，情報を限定して短期間K完了するととを目標にしてきたが，そ

れでも.本報告書の作成までにーク月余bの回数を費すに至った。本報告書で，第 2宣伝は，全

員の合意の上でまとめた.事故現象の総括的解析結果である。第 3章は.附録で行われた多方

面にわたる計算結果に基づいての，項目別の詳細な推論結果である。しかしながら，情報不足などの

ため，仮定(!c頼らざるを得ないものも多く，結論が縫っかの見解にわかれたものもるる。特K

燃料の破績については，見解が大きく分かれたが，とれは今後の調査・解析の進展陀伴って明

確になっていくものと考えてh る。

本作業の過程で，原子炉の安全性を考慮する上で重要と恩われる幾つかの課題に遭遇した。

それらの解決のためには，総合的かつ均衡のとれた評価・検討が必要であるととは言うまでも

ない。一面だけをとらえての評価・検討では，必ずしも正鵠を得た解決を与えないであろう。

たとえば，人為的過誤と恩われる操作一つをとっても，その背後にある，設計システムの整合

性，運転管理，教育訓練，規制内容などを総合的に検討し念い限T.正しい結論は得られ左い

であろう。当タスクフ sースは，短期的K一応、の結論をまとめるという性格から，上記の問題

には十分に踏み込めなかった。本報告書が，今後の本格的検討のための一助となれば幸いであ

る。

-49-(50)ー

JAEEI-M 8 3 73

am. it * m

JAERI-M 8373

付録.計算書

JAERI-M 8373

1. m. £

R C l i ( 4 / 5 )•*-£*)*., * & 3 I £ & 1 #&«£sg&?§£g§©r&ffl©;fcfe#f|1&{g;(ve-ry low) i f c D , ÔîK»IW-Ci:îlO*W:%< ^ r - o / e i i J i ^ S n S , iO jg j fKSo-^T, iti8SW«:^l»tg*îg:T-fSi1SSLfco tit, - ^ ( ^ © ^ f c ^ S ^ t t ^ - t * , ,

i©M^*, S t N P S H ( required net positive suction head) CC^L < ft >fc B$£&£Lfc„ ffi&fflE#£L-Ctt, J : f f i N R C ^ * © - ^ ^ f f . ^ J © i [ K ^ L ^ £ 1 g S L 7 h ,

2. f f -*#& ° -^^^Mfflneô^îgSiL-ctt , ^su^K^ff^ft ( 6OS°F) t t , mfeftm

-CttK^Jl 5 # K 6 1 1°F, 6 # ^ 5 8 4 °F, 2 0 #î/£ 5 5 0°F £ l/> 5 USNRC % S ( 4 / 5 ) f i£ f f l ^£„ Qft-i-C'DffliDMMIM&'gtiiiftMmt IX, (A) l 5#©ffi*t> S^WK^ffc, (B), fi50-A^©A.&2#*-Ctti 5 # © f c £ l l i ; - c , 2 #;*> t> 6 # * - c H:iSi»ffi(C£ffcLfe 2 : 3 © $ £ * # J L * 0

o ®i®«3f :©«!JS«ft2iaftti8#fiL5 5 6 °FT &££-*-*„ ° &&f&£gg©&*itg;fr©<i;T*, II A. l. l B t c * - * J: 5 4 2 c o S t t , l J « 2 M

*tt£t»ttgfc*ti;*j*£* « 0 *fe, gg^^fen©;ia;ff*ftT-rf4, ^mmtun-ikmm ftlftlt 5 1°F T«>5,

3. £ £ f t t t o T M I - 2 0 - * | * ' > r o ^ N P S H i LXtft, Kfr^f tOf t 4 0 0 f t £ f f l ^ £ 0

( ^ f i , DOCKET-50 320 - 7 6 , Table 5. 1 - 6 ) "Pi t> , KINfeftTil, #>7 E&fflW* 2 1 1 7 ps i G ( 1 4 8. 8 kg/cm2 Q ) , 556 °F ( 2 9 1. l t ) , ^ •? T&fEft:©.Efcg Mitt 74 3kg/m3©J|§£-K 40 0f t ©*g-C&3&ib , t f t t t i foa 1 kg/cm 2 (1 2 9 p s i )

4. tf-f t t i* (1) -^^©igsffliE^siE^^gi, w ^ e s t t f t t m s g i f t i a i i A . 1. I B K

^ t . 0+ , fi®ffi!IE^Jffift}a«**4*©iBl-e^LT«)S©tt, igMMIBi^ftilgK: 2

a. - 5 3 -

JAERI-M 8373

A.1 事故後 20分までの一次系流体温度と循環ポンプでのキャピテーション発生について

1.仮定

一次系高温側配管の流体温度を既知とした場合，蒸気発生器の除熱能力を仮定するととに

よ!l，低温側配管の流体温度を知りうる。蒸気発生器の除熱能力の低下については， USN

RC発表(4/5 )す在わち，事故発生後 1分後に蒸気発生穏の二次側の水位が異常低(ve-

ry 1 ow) となり，その後数分間で二次側の水はな〈なったと推定される，との指摘に基づ

いて，直線的に除熱能力が低下すると仮定した。また，一次系内の非凝縮性ガスは無視する。

一方，ポンプのキャピテーション発生は，ポンプ吸込側圧力と吸込側流体温度の飽和圧力

との差が，要求NPSH ( required net posiもive Buct ion head)に等しくなった

時と仮定した。吸込側圧力としては，上記NRC発表の一次系圧力の債に等しいと仮定しι

2. 計算方法

。一次系高温側配管の流体温度としては，時1JJ零に設計条件(608 oF )とし，過渡状態

では時刻 15秒に 61 IOF， 6分後IJL5 8 4 oF， 2 0分後に 5500Fという USNRC 発

表(4/5 )値を用いる。 6分までの聞の高温側配管流体温度として， ω15秒の値から

直線的に変化， (鴎，高庄注入系の入る 2分までは 15秒の値と同じで 2分から 6分まで

は直線的に変化した 2つの場合を考える。

。低温側配管の初期流体温度は設計値 55 60Fであるとする。

。蒸気発生器の除熱能力の低下を，第 A.1. 1図に示すような 2つの特性方は 2分後

に除熱能力が零になった場合，他方は 5分後IJL零になった場合を考える。いずれの場合も，

それ以降は除熱能力零とする。なお，蒸気発生器の設計条件下では，除熱能力は一次系流

体温度差で 5lOFである。

a 主要数値

。 TM1 -2の一次系ホ・ンプの要求NPSHとしては，設計条件の値 400f色を用いる。

(参照， DOCKET-50 320 -76， Table 5.1 -6 )つまり，設計条件では，ポンプ

吸込側が 21 1 7 ps i G ( 1 4 8. 8 kg/cm2 G )， 5 56 oF ( 2 9 1. 1 "c ) ，従って流体の比重

量は 74 3 kg/皿 sの場合1JL400ftの水顕であるから，とれは約 9.1kg/c皿 2 (129psi)

に相当する。

4 計算結果

(1) 一次系の高温側配管流体温度と，それから求めた低温側配管流体温度を第 A.1.1図に

示す。図中，低温側配管流体温度が 4本の線で示してあるのは，高温側配管流体温度に 2

つの場合と，蒸気発生器の除熱特性1JL2つの場合，計 4つの場合があるととに対応してい

る。

-53-

JAERI-M 83 73

(2) -nkm&xt, &uwm'gti&Mm&l8<D£mft.M&<D&mg.iit%&A.i. 2 ®K / T t . —}kW>&.l3frbX> r o ^ H P S H ( 1 2 9 p 8 i )1&) 5 1 ^ fc fe £ 0 * K 5fc8§ "C jj?

(3) »A. l . lEbfrfefcifcSC&tt, sg»»4SO»!»fi6»^*i4nweiSffl!IiBffoS« ttKfi«E*©»*»c*L<«:*t4-C**. - * * A # T * * i , iP^-CffiftttSD»3 n, -»ttjnffi**?»»(«•*•«too, SfittJfrasn-fKHBi+soT, *&tfe5#ift

#NPSH#*iiS[v»feffi4#3*:X*S£e:5, tftfcS, -#c35*-> 7-ftt* + t r t -

(5) mWK, - f t ^ o l S S f t c H , fttfflgo^ôttr'tast*!?, c c t l i -

* # T " C * , j&3<fr©Hot channel-Ctt^Tg-f <5 C t K « ; o W « ( DOCKET-50320 - 7 6, F i g . 4. 4 - 6 g J S ) 0

( ft*)

- 5 4 -

JAERI-M 8373

(2) 一次系圧力と，高温側配管と低温側配管の各流体温度の飽和圧力とを第 A.l. 2図に

示す。一次系圧力からポンプの要求NP S H ( 1 2 9 ps i )柑7引いた値を図中陀破糠で示

した。 6分から 20分までの聞の流体温度に対応する飽和圧力は特に示さず，一次系圧力

に等しいとした。

(3) 第A.1 .1図からわかる ζ とは，蒸気発生器の除熱能力が零となれば低温側配管の温度

は高温側配管の温度(iL等し〈なるととである。一次系金体でみると，炉心で流体は加熱さ

れ，一部は加圧器から流出するものの，残bは冷却されずに循環するので，事故後 5分前

後には一次系内が飽和条件。となると推定される。

(4) 第A.l.2図からわかるととは，低温側配管流体温度の飽和圧力と，一次系圧力から要

求NPSH分を差引いた値とが交文すると ζろ，すなわち，一次系ポンプ内でキャピテー

ションを発生する限界は，蒸気発生著書の除熱能力低下の特性肥大き〈依存しているとと，

ζζ で計算した範囲では 4分以内にキャピテーションが生じたと考えられるととである。

{助事故時に，一次系内の循環流体のうち，最も温度の高いのは炉心部であ!J，ととではー

次系流体全体が飽和温度。E 在る前に飽和条件(iL~!J，発泡開始しているはずである。設計

条件下でも，炉心のHot channelでは発泡するととになっている(DOCKET-50320

-76， Fig ・4.4 -6参照)。

(鈴木)

-54ー

JAE

RI-M

8 37 3

w

m *s a.

* m

i# «

'S rH

5 AJ

5 a H-

-, ~ ©

m

—

2^

R

•s *

o <J

(4.) ? 3

B»

*W

-5

5-

650

一次系i!l体温度の推定

仁三言語:-『』

F回附WHa冨∞

ω」『

ωSGの除熱能力低下の特性

10

経過時間 T(皿 in)

SG除熱能力の低下と 1次系流体温度

T(min)

第 A.l.1図

。

(hOVA-

凶酉劇品格圃車

ー

目

印

l

JAER

I -M 8 3 7 3

47

•R

m

ta is •R

ta PM

•R W

ft | 8

St

•R

*

•< « 3

R tt)

ft jg •R

¥

ta Si

* tf

i-H

^ /

CO

/ Q

. ;

Ol

eg ,

/ / HP

/ •R

/

$n

j

; *

N

(9i

8d)j

tfa*^-<1

-5

6-

，崎、。-同

-a2 4 )

向

R 出

c11 時a> 長王

2500

一次系圧力と飽和圧力

巴ぢ力

パラメ-j<ー-『〉回初H

E嵐

A }高欄流組腕歴

j蒸気発錨酬能力低下特性

Boa

∞U4ω

1350 tsiG (飽和白

、、

1000 一一一一一一一一一一一一 SG除熱能力零

SG水位鍾低、

『~

、

『。第A.l. 2図

5

1次系圧力と飽和圧力の関係

10 経過時間 T (田 in)

JAEEI-M 8373

1. ffi £

MS"*-*- * - > 7 ' l ^ © ¥ ^ # ' f K ^ t t * * ^ r s f O ' ^ i t J , TMI - 2 © - & ^ f l | 3 |

2. tt**ft (i) *->-y^*--f K ^ o f f *

o x 2 = { x i ( h g i - h U ) + h l i - h i 2 } / ( h g 2 - h l 2 )

/ hg : &faM%® *•>*»*, hi : i&M-&<D * > * n> v:, x : i> a y T- -c \ \«§3=i : * , >7 'K2f f l 1 2 : *>yrt«fi ;BE*aJ /

° "2 = X2 r l 2 / { *2 rl 2 + ( 1 - X2 ) r g 2 }

( « : # - < K » , r i : &*Q*ifcfiS, rg : fiftXAKfil ) (2) *->y-v'.y KoffJt

H = H^-M(a)( H!0-H 2 0 ) , JP = 7H<xQ2

/ H : -N , b', H 1 ( ) : M B W C N „ K, H2 V1 rZfflSfEBIO's? K \

V MW : «|R, J P : # > rMfcHE, Q : ft*ii?fiS, 7 : ¥ ^ i f c f i * /

3. ttMfttt. mm (1) — ifc^ffiftOft^li i : 4 / 5 U S N K C I & S 1 I

P = 1 6 0 0 p s i G ( t = 2 r a i n ) , P = 1 3 5 0 p s i G ( t = 6 m i n ) , P = 1 0 1 5 p s i G ( t = 20 ~ 6 0 m i n )

(2) ^ > V © g ^ N P S H = 4 0 0 f t ( 1 2 9 p s i ) : D O C K E T - 5 0 3 2 0 - 7 6, T a b l e 5. 1 - 6

(3) ~fflSST©ia'£,-*">7'#tt : RELAP-4 MODSiga-r-ÔHi^, H20 (ffiffl- S

©WHANfflii), M ( « ) ( f i L K 0 . 5 i t S )

(4) TM I - 2 **>7 -^*&fit : DOCKET-5 03 2 0 - 7 6, T a b l e 5 . 1 - 6 / 0«KtR ( " R ) = 1 1 9 0 r p m , -N „ h* ( H R ) = 3 6 2 f t ( 1 1 7 ps i ) \ V&ffifi ( Q R ) = 9.2 4 X 1 0 4 g p m ( 3 5 0 m 3 / m i n ) '

- 5 7 -

JAERI-M 8373

A.2 一次系循環ポンプのキャピテーション特性の推察

1. 仮定

一次系循環ポンプが定格回転数で回転していると仮定し，ポンプ吸込価に飽和水或いは二

相流が流入した場合のポンプ内ポイド率，および押込ヘッドの低下を推察する。ポンプ吸込

側に飽和水或いは二相流が流入しても，ポンプ内では最大，要求NPSH分だけ減圧すると

仮定する。ポンプ内の平均ポイド率は綬大ボイド率の 1/2とする。 TMI-2の一次系循環

ポンプは遠心ポンプであ!?，セミスケールMOD-lポンプの二棺流特性を適用できるもの

と仮定ナる。ポy プ内では.気相・液相聞のスリップの~い均一流とする。な;j;~.一次系内

K非凝縮性ガスはないものとする。

2. 計算方法

(1) ポンプ内ポイド率の計算

o X2={ xl(hgl-hl1)+hl1-h12 }/(hg2-h12)

(hg: 飽和蒸気のエンタパ hl 飽和水のエンタルピ x クオリティ¥

添字ポンプ吸込側， 2 ポンプ内最低圧力部 /

。 α2= X2 rl2 / { X2 rl 2 + ( 1 -X2 ) r g2 }

( a ポイド率， r I 飽和水比重量， rg 飽和蒸気比重量)

(2) ポンプヘッドの計算

H=H1世-M(.α)(H Iφ-H2世)， 4P=rH民 Q2

(E:ヘッド， H1O 単相流時のヘッド， H2ゅ:二相流時のヘッド )

.M(α) :係数， 4P ポンプ前後差圧， Q 体積流量 r 平均比重量

3. 使用数値.図表

(1) 一次系圧力の代表値 4/5USNRC発表値

P= 1600psiG( t = 2min)， P= 1350 psiG (t = 6min )， P = 10 15psiG

( t = 20 -60min )

(2) ポンプの要求NPSH=400ft(129psi ) : DOCKET-50320-76， Table

5.1 -6

(3) ニ相流下の遠心ポンプ特性:RELAP-4 MOD 5組込データの HI世， H2φ (使用する

のはHAN曲線)， M(a) (但し a< O. 5とする)

(4) T M 1 -2ポンプ定格値 :DOCKET-50320-76，Table 5.1-6

(回転数(町)= 11 90 q:m，ヘッド (HR)=362ft(117psi) ¥

流量(Q R ) = 9.24 X 1 04 g凹(350 m3 /min )

-57.ー

JAERI-M 8373

4. tf*tir£

B# M K a IBI E * mx ^ * <) T * g % *• 4 h* $ ¥ £| *• -f K $ 2niin 1 6 0 0 " s i Q 0 .029 0.26 4 0. 1 32 gmin 1 3 5 0 0.0 29 0. 3 1 8 0. 1 5 9

2 0 — SO"1'" 10 15 0.0 30 0.42 2 0.21 1 (2) ±fBH-»i (g*i fc ta iK, • i U ^ - * M O D - l g i O M * ' > 7 ' K M i * | : f f l i j i

tfrfflBST©^ v K # $ 4 & A . 2 . i rnvz-m-t,, c o t l ^ t t i e , T M i o * > / g j S £ f t £ A t t , *"> ^ i r & © E ; f r i g £ M i i S © g S # & # © f c © # s & A . 2 . 2 0 ( p = i 3 5 0

p s i Q ) , S * A . 2 . 3 | g l ( P = 1 0 1 5 p s i G ) T & . & o ^ A . 2 . 2, 3®'CWt'K'f (•**(«)

(3) _fciB(U, (2)© *gJI £ & $ • * £ £ , * O C i # » * T i i .

K $ t f i t 4 1 3 - 1 6 « T * ) i ) , *"> 7 - | l £ E « ^ ^ i a o 7 ~ 8 t l f f i £ 4 £ „ C O g

° # i & f § £ ^ 2 O#0C & & * # * " > ' T'CtHEft.Si, ¥«f*- - f K * U 2 1 * £ j © L , CO i § © * - > 7 - | | E t t S * & t t 0 5 fJ , # : » 8 S f i « : - t S i 7 f j e r i ^ : * „

o *->rpfg*--f F $ # l 5 0 & ? j 3 O ^ S T ^ f f c - t & H ^ i t E t t V i o K. f c t M S E * t t l « ; i / 3 K f i T - r * o

(4) *->7-KaffllK:r:ffl9i£^»iEAta^^-rc:tt(3)©i|gSJ;U t j K ^ T ' H E , ^ « f f i a * i B : T

- 5 8 -

JAERI聞 M 8373

4 計算結果

(1) ポンプ吸込側が飽和水の場合のポンプ内最大ポイド率と平均ポイド率を求めると次のよ

1 60 0 psi 0 0.029

0.029

49-oo

au-唱A

。，u-90

nu-nu

0.132

0.159

吸込側圧力 1:最大クオリティ|最大ポイド率|平均ボイド率

1350

1015 0.030 0.422 0.211

(2) 上記計算結果とは別に，セミスケールMOD-1装置の遠心ポンプにおける水単相およ

び二相流下のヘッド特性を第A.2.1図に示すo ζの特性をもとに， TM 1のポンプ定格

条件を入れ，ポンプ前後の圧力差と重量流量の関係を求めたのが第A.2.2図I(P=1 350

psiG)，第 A.2. 3図(P = 1 0 1 5 ps i G )である。第A.2.2， 3図ではポイド率(司

と，体積流量比(ψをパラメータにして示してある。

(3) 上記(1)，(2)の結果を比較すると，次のととが推察できる。

o 事故発生後 1分以降 5分以内に蒸気発生器の除熱能力が零となり，ポンプ吸込側fIL

も飽和水が到達すると，ポンプ内では最大 26-32%位のポイド率になり，平均ポイ

ド率で考えても 13-16~話であり，ポンプ差庄は定格値の 7-8 寄j位と在る。 ζ の時

の体積流量は差庄の平方根に比例するから 9割位となる。

。事故発生後 20分に飽和水がポンプに流れると，平均ポイド率は 21 ~替を超し，との

ときのポンプ差圧は定格値の 5割，体積流量にすると 7翻位となる。

。ポンプ内ボイド率が 15 ~掛から 30% まで変化する闘に差庄は 1/10 ([C，従って体積

流量は約 1/3fIL低下する。

(4) ポンプ吸込側に二相流が流入する場合には(3)の結果よ Dもポンプ差圧，体積流量も低下

する。

(5) 以上のととから，ポンプ内でキャピテーションが発生するとポンプ特性は急激に低下す

るが，しかし二相流K対する循環能力は無視できないといえる。t.cj:，~ .一次系内κ非凝縮

性ガスか存在ナる場合Kは上記計算結果からずれてくるととに注意を要する。

(鈴木)

-58-

JAERI-M 83 7 3

1.5

\

0.5

Q - H Curve of Centrifugal

Pump (Semisca te MODI Pump)

h = H / H R : Head Ratio

B = W/WR .' Veloci ty

V = Q / Q R : Flow

Two-Phase Data(h2ss)

0.8

EA. 2 . 1 0 %-ffiffiT&'£0:r.18ffiT<D&>ij#>'7r(DQ-1li&& ( h l ! S , h 2 ! 4 : K E L A P - 4 MOD5<D*y7*7*»£b )

h = h w - M ( « ) • ( h i '2H )

- 5 9 -

JAERI-M 8373

1.5

Q-H Cune of Centrifugal

PU皿p(S e回 iBcateJl;iODl PU皿p)

h =H/Ha : Head Ratio

a=w/wa Velocity

v =Q/Qa: F low

1.0

0.5

(|)Na¥』

1.0 0.8 0.6 0.4 0.2

。。(ー)

単相流下ぉ、よび二相流下の遠心ポンプのQ-H特性

(hゅ， h2O : RELAP-4 MOD5のポンプモデルよ!>)

h=hl<，，， -M(α)・(h1O - h 201)

-59ー

v/a

第 A.2.1図

JAERI-M 8 3 73

10

M

C4

a. S

03

at Rated Condi tion ( 8.6 5 kg/em 2 )

1.0 1.5 Mass Flow W(kg/hr )

2.5 X10 s

E A . 2 . 2 E 3 Two-Phase Flow Charac t e r i st ios of C e n t r i f u g a l Pump using RELAP—4 MOD5 Model a t Ra t ed R e v o l u t i o n

( P = P s a t = 1 3 5 0 p s i G , H R = 362 f t , w B = U 9 0 r p m , Q R =92400gpm)

- 6 0 -

JAERI-M 8373

R

2

皿

MmV一

//一

10

9

B

;0 国

i ..; ci

"' " 『惨 ci

-寸一一一一一

町

.0HhP

11et!

iitfill -

-azI-a，trt.，tt

IIIlli--同匂

Hhp

'

J

H

K

F

i

l

l

-

-

l

i

illli--

7

6

5

4

内岡田g向

。

尚

@

m

w

。Mωa@旬ロmmω陶向同d叫4aω旬@同同叫向

(

N目。¥時凶明)向可

t'''1114't

。，unu

d--111=

at

3

2

2.5 X 105

2.0 1.0 0.5 。。

MaBB Flow W (kg/hr )

Two-Phase Flow Characterisもics of Centrifugal PUmp

using RELAP-4 MOD5 Model aも RaもedRevolution

(P=P..t=1350psiG. Hn=362ft. wn=1190rpm. Qn=92400gpm)

-60-

第A.2.2図

JAERI-M 8373

a o

\ &4 •"3

a, a

o PS

1.0 1.5 Mass Plow W ( k g / h r ) X10°

[ A . 2 . 3 0 T w o - P h a s e F l ow C h a r a c t e r i s t ic s of C e n t r i f u g a l Pump u s i n g B E L A P - 4 MOD5 Mode l at B a t e d B e v o l u t i o n

( P = P „ , = l 0 1 5 p s i G , H R = 3 6 2 f t , w B = 1 1 9 0 r p m , Q R = 9 2 4 0 0 ? p m )

- 6 1 -

JAERI -M 8373

APRQS at Rated

Condi、ion( 8.65kg/c回 2)

;0 国

1...; cj ，11 11 l惨 σ1)

fis--

∞.0Hb

jh ，0

! 11 1>

.a=0.20

It--』

1

1

1由

。

Hh，

由

.0Hhp

噌

.0Hb

同

.0Hhp

N.0Hb

5

3

4

2

(

N

目。¥回一三白hy

白

園

田

向

。

尚

ea

。hωa@嗣aHemむ旬向同省叫岨伺創

whωMM一?向

2.5 XI05

2.0 1.0 1. 5

Ma88 Flow W( kg/hr)

0.5 。。

Two-Phase Flow Characもeristic8of Centrifugal Pump

U自ingRELAP'-4 MOD5 Mode 1 a色 RatedRevolution

(p=p...= 1015 psiG， Ha= 362ft， wa= 1190rpm， Qa= 92400~ pm)

-61ー

第A.2.3図

JAERI-M 837 3

3 D N B ^ f t O f F f i

B a r n e t t © j £ £ M o d i f i e d B a r n e t t O ^ t 'kS.ljX^^'t i>0 -fl£t>%,

_ P ( p B i ) - 7 2 5 1 0 0 0 - P ( p B i ) q D N B ~ 1 0 0 0 - 7 2 5 ^ N

B

B ) 1 0 0 0 - 7 2 5 q

(

D B N ) B

... A + B ( H , - H i , )

(B) C + L

A = 6 7. 4 5 D ° - E

6 8 G « - 1 9 2 { 1. 0 - 0. 7 4 4 e x p ( - 6 . 5 1 <sD H y C ) } (3)

B = 0. 2 5 8 7D/ , - E

2 6 1 G ' 0 - 8 1 7 (4)

C = 1 8 5. 0 D ^ I S Q ' ° - 2 1 2 (5)

_ 1 0 s r A" + 3 ' ( H , - H , n . ) . I D N B - 1 0 t w j T f ' J ( 6 )

(M.B) ( 7 + L

A' = 7 3. 7 1 D »- E

0 5 2 G" ° - 6 6 3 { 1. 0 - 0. 3 1 5 exp ( - 1 1. 3 4 D „ V Q ' ) } (7)

B ' = 0. 1 0 4 D ^ E

4 4 5 G / 0 - 6 9 1 (8)

C = 4 5 . 4 4 D J V « » " Q'0.5866 ( 9 )

D N B i t = q D N B / q flO

D K B f i ^ ^ t t J F ' k O ^ ' f r f f i g K O l ^ T f J f c 'So ff$^J«2 h r ^ f ^ i i - f £ „

j F ' f rAP- f ^ * - y >** = o , ffl^r f - * > v = 3. I 2 *& * gBA. 3 . 1 0

( «

- 6 2 -

JAERI-M 8373

A. d DN B余裕度の評価

1. 計算方法

Barneももの式とModifiedBarnettの式とを圧力で平均する。すなわち，

P( ps i )ー725 . 1 000 -P ( ps i ) -， '{\c;;~:... '7"" llDNB. + ，(¥{¥{¥_'7"" qDNB (1) 1000-725 伽沼 1000ー725 5B〉

• ... A+B(H，-Hin) q D N B = 1 0 6 ( -_. .... .L T -... ， ) (2) (B)C +L

A= 67.45D~'・iBQQ.192 (1.0-0.744exp(-6.51;(DHyG')} (3)

B=0.2587D.I..~61 0'0.817 HE

c == 1 8 5. OD.l...~15 Q' 0.212 HY

• ... A''十 33'(H， -11 i n )、q DN B = 1 0

6 ( σ+L :.)

(M.B)

(4)

(5)

(6)

A' = 73. 71 D ~.~52 0' 0.663 ( 1. 0 -O. 3 1 5 exp (ー 11. 3 4 D HY 0' )} (7)

B' == O. 1 0 4 D .1 .. ~15 01 0.691 HE

σ= 4 5. 4 4 .n ~.:817 0' 0.5866

DNB比=qDNB/q

2. 主要数値

DNB チエミックは炉心の中心位置について行なう。時~Jは 2 hr時点とする。

炉心入口サプクーリング==0 ，出力ピーキング=3.12

3. 結果第A.3. 1図

':1. . 0，

、

ち

手当

ラ，

v p

」

-62-

(8)

(9)

。。

(安達)

JAERI-M 8 37 3

» * * « . G ( * b / f t 2 h r )

H A . 3 . 1

- 6 3 -

JAERI-M 8373

重量流量比 {ー}

0.01 0.1

1061- 1103

内

U'且〈品、h¥三間

内

anu -

-

申

4F S

F 〆

此

yaF/ρ〆nv

〆〆

〆〆

〆

--... (llv

脳

同

出

品

嬢

封筒

ZQ

104 10

ピーク熱流束

103

104 105

重量漣度 G ( t b/ ft 2 hr )

106 107

第A.3.1図

-63ー

JAERI-M 8 37 3

4 JPf.fr«#*#*4fc*l*B*IHI

« & 1. S J ^ t t i L T , Jpit*ttttJP.frJ:iHC*J», *tt£lTttttfo*T**3ft-t^.5.

#•*>%•?, sart©*%te=fp*o

F&& zvzK tmz&z o s Qfcmwft®&frF>b»Mi£ x <>x %zt>n &mMz&

T&4 ;b f t a i $W£&f t f * *o 4. * * U * - ' < - K i - S * © & & « : Jtstf-f*,,

» * *

£4$:ffi

2 hr ^^©JPW^T, Ê*-Ctf»

V = 1 9. 5 + 1 0. 4 = 2 9. 9 m 3

t = 1 1 0 0 s e c

z>-» \-'uy&fcTm-tf£tlX^%V*m V = 1 9. 5 + 3 4. 7 = 5 4. 2 m 3

t = 2 0 0 0 s e c

- 6 4 -

JAERI -M 8373

A.4 炉心保有水が失なわれる時間

1. 仮定

1. 初期条件として，炉心水位は炉心上端にあ!i，水位以下は飽和水で満たされている。

ダウンカマ. so内の水も飽和水。

2. コールドレグが水で満たされている時は，炉心と soの水位が同じ高さにあるから，

炉心およびそれと同じ高さの so伝熱管内の水が炉心沸騰によって失恋われる持聞を検

討する。

3. コールドレグが水で満たされていない時は，炉心とダウンカマの水が炉心沸騰によっ

て失なわれる時間を検討する。

4. キャリオーパーによる水の費失は無視する。

a 水位低下による炉心有効伝熱面積の変化は考え念い。

2. 計算式

も=号r v=蒸発する水体積 r 潜熱 )

噌

a晶(

3. 主を数値

2 hr 時点の炉出力，系圧力で計算

4 結果

コールドレグ;ð~水で満たされている時

v = 1 9. 5 + 1 O. 4 = 2 9. 9 m3

t = 1 1 0 0 sec

コールドレグが水で満たされていない時

V = 1 9. 5 + 3 4. 7 = 5 4. 2 m3

t=2000sec

(安達)

‘ ，

-64ー

JAEBI-M 8 3 73

A. 5 * f t f c j :«*9H*e*$ l

i. WL £

2. I ^ l H I I ( P = 5 0 0 ~ 1 5 0 0 p s i - C R e = 1 5 4 2 ~ 1 6 3 0 ) 3. *n>»m&.tt.1&faU&.

2. m- 3* *

T = T s a t + ^ - (!) kNn

3. £ 1

# f - ^ > : i ' * = 3. 1 2 , 2 . 2 0 , Nu = 5

£gA. 5 . 1 ®

- 6 5 -

JAERI-M 8373

A.5 蒸気による燃料棒の冷却

1.仮定

1. 炉心の入口には，炉心中心函で飽和蒸気になるだけの飽和水流入がある。

2. 流れは膚流(p = 5 0 0 - 1 50 0 ps iでRe= 1542 - 1 6 30 )

3. パルク温度は飽和温度

2. 計算式

燃料俸表面温度は，

qD. T=T..色+一一一一

叩・ kNn

3. 主要数値

(1)

表面温度のチェックは炉心の中心の位置について行なう。時~Jは 2 hr時点とする。出

力ピーキング=3.12， 2.20， Nu == 5

4. 結果

第 A.5.1図

本計算はNu数自体に数+%の誤差が見込まれる上，蒸気が過熱蒸気になるととによるパル

タ温度レベソレの上昇色無視しているのだから，ー応の目安を与えるものと理解すべきである。

(安達)

-65一

JAEBI-M 837 3

2000 500

£E J] P ( p s i a )

1000 1500

EE * P ( k g / c m 8 abs. ) 150

SUA. 5 . 1

- 6 6 -

JAERI-M 8373

P(psia) カ

1500 1000

圧

500 2000

1500

1000

(。。)〆伊

M

四組回

wm趣慕出事

500

150 100

P (kg/c皿 2ab8. )

-66ー

カ圧

50

第 A.5.1図

。。

JAERI-M 83 73

6 ÊôgfftfcJ:**^ H®»fc

* - * ? * )

If # i£

VT =WC v g l x, + v f l ( 1 - x , ) ) = W C v g 2 x 2 + v f 2 ( l - x 2 ) D (1)

W = V g l / v g l + ( V T - V g l ) / ' v f l (2)

_ V T ( V f l ~ V f 2 ) V » , Vgl C V g l — V ft ) V,2 V f 2 V g 2 ~ , > + , ^ (3)

<• v « 2 - V f 2 ) V f l ( V f 2 - V f 2 ) V g i V , i

V T = 34 0 m 3 . 6 5 0 p s i ( ! ^ ! l S - l ) ^ 2 3 0 0ps i ( # ] » - 2 ) ©&-ftfC^tATt|-Jk

J8A. 6 . 1 ® 6 5 0 p s i - C 2 4 0 m 3 &,±.®X<< F#$>tlt£, 2 3 0 0 ps i • ? « * & # T ® U jj»K

6 5 0 p s i T 2 4 0 m 3 H f O * ' ^ K T * ft HT, 2 3 0 0 ps i T t t * f e ^ j ! * K ± # ^ S„

( t tT)

- 6 7 -

JAERI-M 8373

A.6 系圧力の変化によるホ・ィド量の変化

1. 仮定

1. 圧力の変化前後で一次系の質量は変化しない(加圧器逃し系の元弁閉， HP 1注入流

量ゼロ)

2. 流体の状想変化は飽和関係にしたがう。

2. 計算式

V T = W ( V 111 X1 + V f1 ( 1 -X 1 ) ) = W ( V 112 X 2 + V f 2 ( 1 -X 2 ) ) (1)

ただし :W=会質量 VT=一次系体積 V，蒸気容積 Vf 水容積 x=クオリティー，

サフィッタス 1，2は状態 1，2 K:対応する。

W = Va1/V.1 + (VT - V，1 )/VU (2)

V VT (Vfl-Vf2 )V(2 ， V，I (Va1-vn )va2 v(2

a 2 I __ ¥ __ + I __ ¥ __ (3) (V.2 -vf2 )v!1 (V.2-Vf2 )V1l1 Vf1

3. 主要数値

VT=340m3， 650psi(状態ー 1)→ 230 0 PB i (状態ー 2)の変化について計算。

4. 結果

第 A.6.1図

6 5 0 ps iで 240m3 以上のポイドがあれば，2 3 0 0 ps iでは水位が下降し，逆に

6 5 0 ps iで240皿s以下のポイドであれば， 2 3 0 0 ps iでは水位が逆に上昇する。

(竹下)

-67-

JAERI-M 8 37 3

30 0U

o S3 iooh

X- _L I Too ; 200 650 psi K±>tt2>MfMm (m 3 )

300

; A . 6 . i

- 6 8 -

，，，，，，， /

/ 〆

J ， y ~

JAERI-M 8373

300

，内〆

〆〆

〆〆

〆〆

，，

〆〆

〆

，

a' 〆，，

，，

〆〆

〆〆

，，

〆

，

ノ〆

，

〆，，

〆，，

〆，，

〆〆

〆〆

〆，，

〆

vo nu

AU

内

Un，u

(

同

国

)

nv AV

'ι

構品格回明拙問時む

F4U42向。

SN

300 200

650 ps i tL:t.-ける蒸気体積{皿勺

第.A..6.1図

-68ー

JAERI-M 8 37 3

7 SG&S&tgf t&TOJtSC *<0 1 )

2. JilESXT'i'-OlMPtfcfc 3. JtaEgSfti^ttftff^ffc 4. SGtMMBftttTttttlNlfcttLTiKttBCj

«MS«©Bf*E»KJ:S4#Jt.*>ii.*. fllE«*«X's'-xo«îytt,

j V = Vo -v „ ( - ^ - ) Vo :«U«sl^,ft« (i)

^ T = ^ - /3 : atfflggg , v T = - * * # * (2)

M I

J t # fB©¥:%Jl l f id8SJQt t , J Q = C P — it/4 l (3)

v

^ - = 4 ^ X 2 (4) d t J t

ms.^wmm%wm= 7 o o f*» = 19.82m* —#^£Mi = 1 0 , 3 2 6 f t 3 = 2 9 2 . 4 m3

——= 1 6. 2 ~ 6 4. 7 MW/sec d t

HA. 7 . 1 0 '

- 6 9 -

JAERI -M 8373

A.7 S G除熱能力低下の捻定(その 1)

1. 仮定

1. 加圧器ヒーターの加熱を無視

2. 加圧器スプレーの影響を無視

3. 加圧器内蒸気は断熱変化

4. S G除熱能力低下は時間に対して直稼的

2. 計算方法

二次系流量喪失から加圧器逃し弁闘をでの圧力土昇は，一次系流体の熱膨張による加圧

器蒸気の断熱圧縮によると考えられる。加圧器蒸気スベースの減少 tJvは，

tJv=Vo-Vo(与)川

一次系平均温度上昇は，

Vo 初期蒸気体積 )

1

(

dT=AL P:体積膨張率，P V T

tJ t時間の平均加熱速度 dQは，

VT=一次系体積 (2)

tJQ=CD VT dT/tJもv

(3)

hy

vA由K

刈抽E定仮は度速

2

下

×

低

Qτ

の

d一d

力一一

議

Q7

割

問

、

G一、

G

除G

SU

(4)

3. 主要数値

加圧器初期蒸気体積=700fρ=19.82m3

一次系体積=1 O. 3 2 6 f t 3 = 2 9 2. 4 m3

4. 結果

i =162~647MW/see 也

第A.7.1図

(安達〉

-69-

JAERI-M 83 7 3

( M K ) WPSSDS

- 7 0 -

JAERI-M 8373

図同・h

・4掠

DON

(ω@国

)

岨

o lt)

夜

首E

。師同

00同

sj ~.::， ;

!S， j

1

1 r J

J J

-----ーーーーー一一一ー一ーーー----."，.

o ODO同

事司匝羽DS

-70-

(MJ'i)

-ODN

000伺

JAERI-M 837 3

, 8 S Gft«MBftf f iT®tt£ ( * © 2 )

m. m 1. £Sfcf££&l 5 sec ( £ ! * * 7 A | 4 5 sec ) t t , i F ' t o e J » * t t * i » f i B 3 0 t t * * f i i

feftM&ftlfc, 6 0 7. 7 °F ( 3 20 C ) T i f c o f e * * 1-U ^ j lgf # , 1 5 s e c K t t 6 1 1 ° F ( 3 22 ic ) f C ± # L - C ^ - 5 o l 5 secCC* v h u - ^ 4 - S j g l , fcBftfttt, ^ f t J: 5 *

V C L + V P + V P V TSQ->HL = W7~r = 6 . 5 s e c (1)

VOL : = » - * !•* > * ' # « , V P : *• > ? • # « , V P V = P V # : » , w=«Eft « l t S ! o a 5 secKSG£8fgffiLfcfc0-C*>.&o SfcK,

4 ^ X 8. 5 / C P W= 2°C (2) d t

dQ —-2-= 2 7. 4 MW/sec d t

H A . 8 . 1 0

- 7 1 -

JAERI-M 8373

A.8 SG除熱能力低下の推定(その 2)

1. 仮定

1. 事故発生後 15 sec (炉スクラム後 4.5sec)は，炉心の伝熱量は事故直前の備が保

たれている。

2 一次系流体が SGを適過する聞の SG除熱能力の低下は無視する。

2. 計算方法

定常運転時に， 6 0 7. 7 oF ( 3 2 0 'c )であったホットレグ温度が 15 secには 611

。F(322'C)まで上昇している。 15 sec~亡ホットレグを通過した流体は，それよ P も

Ts白→皿

VCL +Vp +Vpv

W/r 6.5 sec (1)

Vα コールドレグ体積， Vp ポンプ体積， Vpv = PV体積， w=流量

だけ前の 8.5S6C I!L SGを流出したものである。放に，

dQ 一一X 8. 5 /Op W = 2 00 d t

3. 計算結果

dQ ノ一一一 27.4 MW/sec d t

第A.8.1図

(2)

(安達)

-71-

JAEEI-M 8 37 3

(MM) I « « O S

- 7 2-

JAERI-M 8373

。ロN

(ωωa)咽

世

図，・4

α2

司

総o

o

石毛

。由同

00同

o

'" 1

1

1

1 1 J J J ，

ー'

000同

事司離帯唱。 g

-72-

(MVO

COON

ECC伺

JAERI-M 837 3

9 *BES26L#*e.Offiffi»ffi*©i(fe^(-toi )

§L St

ffiRF£l3St= 0. 5 , f l = 5 0 0 m / s

3. *BfEffitt*'; 7-f * & » = 1. OOfeifMcilfEliJ, W £ E - 0 k g / c m 2 Q

O s = I g + f S

W w = A V 2 g r w ( P - P b ) (2)

w w =-7k«Effii!f£*, rv=*Stmm, P = S D E ^ E * , P b = « f f f i

£MB#©^&SfetftS(E* = 1 1 2 0 0 0 ^ b / h ( 2 2 5 5 psig©ff# ) = 14. 1 k g / s e c (DOCKET 50 3 20 - 7 6, T a b l e 5. 1. 2 (C J; 3 )

ffifflSS 0. 0 2 4 0 4 X 1 4. 1

A = = 0 . 0 0 0 6 8 m 2 ( 2 9mm«i|gS ) 5 0 0

H A . 9 . 1 H

- 7 3 -

JAERI-M 8373

A.9 加庄様逃し弁からの流出流量の推定(その 1)

1. 仮定

1. 蒸気逃し弁は全開

2. 蒸気流出は臨界流局所圧力({Lおける飽和蒸気の音速流出

臨界圧力比 0.5，音速=500m/s

a 水流出はオリアイス係数=1.0の飽和水流出，背圧ニ Okg/cm2Q

2. 計算式

同一

MA

)

噌

A{

A=流出商積， Ws 蒸気流出流量 Tac=臨界流における蒸気比重量，

Cs 蒸気中音速

Ww =A.jTgrコP-Pb ) (2)

Ww 水流出流量 Tw 水比重量，P=加圧著書圧力， P b 背庄

3. 主要数値

全関時の蒸気流出流量=112000.eb/h(2255 psigの時)= 14.1 kg/se ，~

(DOCKET 50320-76， Table 5.1.2による)

4. 結果

流街面積

a 02404X14.1 A = O. 0 0 0 6 8 m 2 ( 2 9 mm o相当)

500

流出流量

第 A.9.1図

(安達)

-73ー

JAERI-M 83 7 3

100

^

m m

100

JdffSffiA ( f c g / c m 2 G )

A . 9 . 1 tia£ms&i,j?frb<oMmffim ( t o i )

-74-

JAERI-M 8373

100

10

(ga¥2〉

刷出幅迫緩

100

(kg/cm2 G) J抑圧器圧力

1

10

力日圧器逃し弁からの流出流量(その 1)

-74-

第 A.9. 1図

JAERI-M 8 373

i. JnEHt-*-©jBnUfi*ste!@ 2. i i n f f i S x T ' u - o l ^ f r f c S 3. E # B f t t t l * « t » A ( ffl ) MJiKlbfl

2. ff#^fff i ssu#rat8«oE*±^ssfo3i^^, &i#frb®fcmffimmmfc&®i-z>i:m£z>o

1 9. 82 - 1 9. 50 = 0. 32in3 (1)

i i fc , E * ± # © i i @ t t , SU. 10. l BKiS-t.

3. Si S

0. 3 2 1. 5 6 - 1. 1 8 „ „ , „ , -T l ~ x f s e = o . o i 7 m 3 / s

0 - 0 1 7 „ „ , . „ „ „ „ „— = 1 . 7 6 kg /sec 0. 0 0 9 6 8 s

A = °" ° 2 4 ° 4 „ X L 7 G = 0.0000 85m 2 ( 1 0. 4mm0ffiS ) 5 0 0

C O t t * t t , £T<fiJffl©IS«»ffiKO*STtt»«>n*. " - ^ t L f t E A M f - *

*fe , ±mmmmmKMi-i>*^mmiaminî L 6 k g / . e « i 4 4 G

- 7 5 -

JAERI-M 8373

A. 10 加圧器逃し弁からの流出減量の推定(その 2)

1.仮定

1. 加圧器ヒー占ーの加熱を無視

2. 加圧器スプレーの影響を無視

3. 圧力変化は体積流入(尚〉流量に比例

4 加圧緑内蒸気は断熱変化

2. 計算方法

逃し弁関前後の圧力上昇速度の違いが，逃し弁からの体横流出減量に比例すると考える。

た宮し，加圧器内蒸気が断熱変化するという仮定の下vc.，逃し弁開以前のー次系からの流

入体積は，

1 9. 82 - 1 9. 50 :;: O. 32m3

と算定されている。(A・7)

また，圧力上昇の過程は，第A.10. 1図K示す。

)

'i

(

3. 結果

/

×

0.017 ー一一一一一一ー1.7 6 kg/ 0.00968 --0'

0.02404X 1.76 A -.-----' O.000085m2 (10.4mm世相当)

ζの結果は，どく初期の蒸気流出にのみ当てはめられる o ベースとした圧力挙動データ

の精度が惑いので，誤差は大きいと恩われる。

在お，上記流出面積vc.対する水単相流出量は約 11.6 kg/ secとなる。

(安達)

-75ー

JAERI-M 837 3

^7-t-S.tl

j«SL#HES

m&. 1 0 . 1

8

t (sec )

10 12 14

- 7 6 -

nυ au 'a

〈

ON目。¥恒三向

干守

出

JAERI-M 8373

170

RAw

po l

旦タラム圧力

155

¥ 過し弁開庄力

150 0 14 12 2 4 6 8 10

時刻 t(eec)

第A.10. 1脳

-76ー

JAERI-M 8 37 3

11 JBE3&2SLffr^feOWEffiKE*©«£(*© 3 )

1. # i > ^ > ^ N ! #*ttWil&E«

2. ffl£E8*b®ffitt*fttt3&tca!»

3 . *x>*#>#ft©;iKigJt#(Cj;*®ft£ft;ttfci8

1 5min ( 90 0 sec ) ^ K * i > ^ * > * E ; f r # 1 9 0 p s i g ( 1 3. 3 6 k g / c m 2 Q ) -CftS

v0 - v„ (^-) l / k v 0 : WMNz wm (i)

£.©R8©¥£l!l{£Sitttt,

w = r » { v„ - ( — ) } / t (2)

*:!:>*•*># # £ = 1 0 0 0 f t 3 = 2 8. 3 2m 3

* x > ? - # > * J*g#*&H = ( 1 - 0 . 8 0 45 ) X 28. 32 = 5. 53 7m 3 = V 0

P 0 = 0 k g / c m 2 G4=l k g / c m 2 aba P = 1 9 0 p s i g = 13. 36 k g / c m 2 G#= 1 4. 4 k g / c m 2 abs

rw=?= 1 0 0 0 k g / m 3

Kr * W= 5. 2 3 k g / s e c

- 7 7 -

JAERI -M 8373

A.11 加匡器逃し弁からの流出流量の推定(その 3)

1. 仮定

1. クエンチタンク内N2ガスは断熱圧縮

2. 加圧器からの流出蒸気は完全に凝縮

3. タエンチタンク内の水温上昇による密度変化は無視

4. オーパーアローラインの弁は闘とする。(A.12))

2. 計算方法

1 5 mi且 (900sec)後にクエンチ声ンク圧力が 190ps ig ( 1 3.36 kg/ cm2 G)で破裂

している。 ζの時までの流出量(凝縮後の体積)は，

/

'

1)

は

れ一

P

紬

(

出丸

流一

均

@

司

「

V

の関のと

V. 初期N2体積 )

1

(

w= rw { v。ー(与)凶}/も (2)

3. 主要数値

タエンチタンク体積=1000fい=28.3 2m3

クエンチタンタ内ガス容積=( 1 -0.8045 ) X 28.32 = 5. 537m3 = v.

P. = 0 kg/cm2 G キ 1kg/cm2 abs

P = 190 ps ig = 1 3. 36 kg/ cm2 G宇 14.4kg/cm2 abs

rwキ 1000kg/m3

4. 結果

w= 5.23 kg/sec

との結果は 15 min闘の平均流出流量であり，糟度は比較的よいものと恩われる。

(安達)

-77-

JAEEI-M 8 37 3

A. 12 R C * i > f n ^ * b O * - « - 7 D-^JcJii * > t>£.jj<Dm&

1. {R £

!), t o M l i , *x>^*>*^?>ISi(jJiMfCOE«i*8!tJifLt l o 0 7 <-ht- f* 0

J P = ( * x | + c )x 0

r Q

A

2

2

d 2 g A z

3. ttfflfttt

A = 0. 0 0 3 2 + 0. 2 2 1 X R e " 0 - 2 3 7

= 0. 0 l 0 8 ( giSS l 0 m / s t 3 0 m / s B$©¥±=J 3 ( * f i * ) A = >r X 0. 1 0 42 / 4 = 8. 5 X 1 0"3 ma

Bo-c, J P = 7 . i X j ^ - r Q 2

4. fffg'tir* Q~J POU^SrÂ. 12.1 ®|C^-t0

fix.*? ft V*©ftB3§#£f&A. 12. 2, 3 0(Cgf o

(1) 4P= 1 kg/cm2 ©$•&, Q= 2. 68m3/min = 1 61m3/hour C Cffil t 1 5 #fS| i t n 4 i S * l l i 4 0 . 2 m 3 i 4 J „

(2) i-^KT^^ÔEA^gffiK^L^S^Ktt, **>?•# >*®-r--?EEft

- 7 8 -

JAERI-M 8373

A.12 RCクエンチ 9ンタからのオーパーフロー水量とタンク圧力の関係

1. 仮定

TM 1 -2事故時に， RCクエンチタンクのオーパーフローラインのパルプが開いていたと

仮定し，そのラインからの流出量を検討する。オーパーフローラインの配管は 4インチであ

り，との全長は，タエンチタンクから補助建屋までの距離を概算して 100フィートとする。

配管についているパルプは玉形弁 1ケとする。対象とする時間帯は加圧器逃し弁が開き始め

た時刻から，タエンチタンクのラプチャーディスタが破裂する 15分までとする。流出水は

常温水とする。

2. 計算方法

タエンチタンク圧力と，末端のホールドアップタンク圧力との圧力差(.d P )と，流量同

との関係は，

I! vr、2.dP=(AXエ+ζ )Xームよとτー

2gA‘

3. 使用数値

A 円管内単相乱流の抵抗係数

λ= 0.0032 + O. 221 X R e -0.237

三 0.0108 (流速 10 m/sと30m/s時の平均値)

O=100feeも (=30.5m)) O/dさ 30 0

d = O. 1 0 4 m ( S ch. 2 0の 4B管)

c = 3. 9 玉型弁，機械工学便覧)

r=103kg/m3(常温水)

A=πX 0.1 042/4 = 8. 5 X 1 0-3 m2

従って， dP=7.1×-iTrQ2己gA・

4. 計算結果

Q-dPの関係を第A.12. 1図K示す。

ζ れをもとに，次のい〈つかの試算をしてみる。

クエンチタンクの位置凋係を第A.12.2， 3図に示す。

(1) s p::-: 1 kg/ cm2の場合，Q=2.68m3/min=161m3/hourζ の流量で 15分間

流れると総水量は 40.2皿3 となる。

(2) ホールドアップタンクの圧力が大気圧に等しい場合には，タエンチタンクのゲージ圧力

-78ー

JAERI-M 8373

# J PK?L< &&„ * i > * * > * # l 5ftK 1 9 0 psiG( 1 3. 4 kg/omzQ) (C it

**fiiLi»fl«r«cj:ojfct-^-5t, 15SHSKMEWL.&*&**&, iftm<omnmfrb, tsx ^ 2 m » i 4 J . ¥*el8&ffi:ttt3 6 8m 3 / hour„ * x > * * > # fi©EE:fr#i:#* &

>*^»EALfe**H:*©¥*tiSfc» J: !>«:*:& < 4 W H 4 5 . 4 ^ C O l ^ K t t , JdE H * fe © 8feffi*tt 3 6 8 m3 / hou r J; S> ;*£ i ^ ? ife*K 4 So

- 7 9 -

JAERI-M 8373

が JP&と等し<~る。タエンチタンクが 1 5分に 19 0 ps i G ( 1 3. 4 kg/ cm2 G )に達

し，ラプチャーディスクが破裂したという記述があるので， 1 5分間vcタエンチタンク圧

力が直線的に上ったとすると， 1 5分間vc流出した総水量は 1分毎の積算儲から，およ

そ92m3となる。平均流出量は 368m3/hour。クエンチタンク内の圧力が上昇する

ためには，タンク内の保有水量が増加する必要があるから，加圧著書逃し弁からクエンチタ

ンクへ流入した水量はその平均流量よ bは大き〈なければならない。との場合には，加圧

器からの流出量は 368m3 /hourよb大きいという結果になる。

(鈴木)

-79-

JAERI-M 8 37 3

y^-yf-yyyt*-—* Y7-j 7 y y y oiEftM . AP (kg/cm 2 )

# tA. 1 2 . 1 0 j S - x > f ^ y ^ * - ^ - 7 B - 5 > f y-OM&mtfcJlgOffltik

- 8 0 -

10

9

8

7

6

RU

(dtロ¥町田

4uz

σ刷出品

3

JAERI-M 8373

クエyチ:1-:;;?のオーバーフロー

ラインから流出する流量と，クエン

チ~.:;;?とホールドアップ:1-:;t!

の差圧との関係

。。 2 4 6 8 10 12

クェyチ~:;;?とホールドアップ:1- :;;?の圧力差

dP (kg/cm2)

第 A.12. 1図タエンチタ y クオーパーフローラインの流出量と圧力差の関係、

-80-

14

I 00

258.50'

A u x i l i a r y & F u e l Handl ing Building

D i e s e l G e n e r a t o r Bui lding

103.00'-

Turbine ^Building

187.00'

To Cooling

Tower

>

HA. 1 2 . 2 121 TMI-2 0 i | ? f f l ^ 3 P E i I

¥

Contro 1 &

Service

Building

-『

hF開別H

，富∞MV

叫

国Towp.r

、gHphN

187.00'

、同副.《嵐

258.50'

Au玄iliary& Fuel Handl ing

Building 、口出.由由同

Ett1

∞ ーー

TMI -2の主要施設平面図第 A.12.2図

Control & Servi ce Bui lding

oo

Auxi 1 i ary & Fuel Handling Building

270°

S A . 1 2 . 3 E 1 TMI-2*&5W§i!rt±®!^

e-i > SO

-『〉回伺

H'富由

臼

叫

叫

To Turbine

Bui ldin耳

Reaclor

Buildillg

270。

Auxi 1 i ary &

Fuel Handling

Bui1 d i ng

Con I.rol &

Service

Bui lding

∞ N

第 A.12.3図 TMI -2格納容器内主要機器

配置図(平面図)

JAERI-M 8 37 3

A . i s iu&%'&L&frb<Dffitnmm®M%.(*©4 )

l. €. & 1. 1 . 5 h r l T K , PV±SK--7 V, ± « 5 T ' 1 ' - J - A , SO-bSE^H-A, fiUfcgOJ:*

#* j J: Df * v i- v- **©*#MEffi L it £ # A £„ 2. t©fK©Snffif§:*a©S<fW8MI-*£o 3. HP IOffiA&ftS t L T W 2 m i n ~ 4 . 5min( 2 & )fci£A- 4. 5 min ~ 10. 5 min

4. u „ K -*••> ^ © f t » £ & $ - t &„

2. ft" » *

W = ^ - (1)

3. ±m - & ^ * & & # ® 9 1. 6 m3

H P i a A * i ( A - , 4 ) 5 37 5ga l = 2 0. 3 & t = 54 00 sec

4. « 4. 66 X 10 4

W= = 8. 6 kg / s ec 5 400

( 4 f e , - f t ^ S t ^ f i M t t , ^ i @ S © ^ f b K # ^ 5 ^ # * © i f c f i » © ^ f b * # « L - c

- 8 3 -

JAERI-M 8373

A. 13 加圧器逃し弁からの流出流量の推定(その 4)

1.仮定

1. 1. 5 hrまでに. PV上部ヘッド，上部プレナム. S G上部プレナム，伝熱管の上半

分およびホットレグの水が流出したと考える。

2. との聞の加圧器水量の変化はd凝視する。

3. HP 1の注入流量としては 2mi n -4. 5 m i n ( 2台)および 4.5min - 10.5 min

( 1台)のみを考える。(本文第 3.1.n民参照)

4. レッドダウン系の作動を無視する。

2. 計算式

N一れw

)

1

(

3. 主要数値

一次系水質失体積 9 1. 6 m3

HPl注入水量 (A-14 ) 5 3 7 5 ga 1 = 2 0.3田 3

dも =540056C

4. 結果

466 X 104

w= = 8. 6 kg/邑ec5400

(念お，一次系水蜜失重量は，系湿度の変化に伴なう残存水の比重量の変化を考慮して

決定した。)

(安達)

-83ー

JAERI-M 8 37 3

A . 14 i g E S A ^ ( H P I ) © i £ A « E S © J t £

1. fit £

7"©Q - H^Fffiftfefrt £ H ( t o t a 1 developed head ) # R « a c t or C o o l a n t P r e s

sure K ? L ^ i t 4 »

2. t f»^te

3. ®mmm, BAMMS ° i ^ E £ A ^ © * " > 7-#14 ( Q - HffliSg ) : DOCKKT- 5 0 3 2 0 - 7 7 . F i g . 6. 3 - 2 ° R C E ^ J O ^ f t : 1 97 9 . 4 . 5 U S N R C ^ g T - *

° iS5E£A3l©ftfjfIf- : " mm (2ft-4.5ft H P i 2%m

< 4. 5 ft- 1 0. 5ft HP I 1 3(~WL

11 i %it± 1 2 ft ~ H P i i &m ( 2 ^ )

° SA/!KS : bo ra t ed water s t o r a g e tank ©?kfi ( 1 5 O'F )

* © J t f i f i 96 4 k g / m 3

4. ffJjtigfS: a) s A . H . i i m&fe2Qft*x<o-®.m\-.titmff.mh&mwLM%.®. (2) S A . 1 4 . 2 g j 1 2## . t>H8fc&l 6 B $ M f - . . © - ^ ' ^ E ^ i ^ E f f i A ^ ^ B J i S M (3) | A . 14 . 3 El ^ E t t A ^ © i 3 ^ ^ l 6 i I ( D O C K E T - 5 0 3 2 0 - 7 7 . F i g . 6. 3 - 1

xi>3\m)

(ft*)

- 8 4 -

JAERI-M 8373

A.14 高圧注入系(H P 1 )の注入流量の推定

1.仮定

。高圧注入系のポンプを停止或いは起動した時には，時間お〈れやポンプの過渡特性が念

< ，直ちに回転数雰，或いは定格回転数になるとする ι 回転時は定格回転数とする。ポン

プのQ-H特性における H ( tota 1 deve I oped head )がReactorCoolanも Pres-

sure ~等しいとする。

2. 計算方法

3. 使用数値，使用特性

。高圧注入系のポンプ特性 (Q-I1曲線) : DO C K E l' -5 0 3 2 0 -7 7 . F i g. 6. 3 --2

o RC圧力の変化 19i!l.4.5 USNRC発表データ

O 高圧注入系の作動信号 11

時~l (2分-4. 5分 ….. HPI 2系統

< 4.5分-10.5分….. HPI 系統

II 1叉は 12分~…... HPI 系統(2系統)

。注入水温 boratedwater st~rage tankの水温( 1 5 0 "F )

水の比重量 964kg/m3

4. 計算結果

事故後 20分までの一次系日:りと高圧何人系筋量推定値(1)第A.14. 1図

(2) 第 A.14. 2図

(3) 第 A.14. 3図

1 2分から事故後 16時間ま久の一次系圧力と高圧注入系流量推定値

高圧注入系の配管系統図 (DOCKET-50320-77.Fig・6.3-}

よ!151用 )

(鈴木)

-84-

http://SA.14.2gj

JAE

RI-M

8 373

(D!

e<

1) J

u- a*«

-

(md

S )

ft #

»Y

5 I

JH

-85

-

L『』

F凶何回

'g恒回叫

ω

(。恒@《同)向

円円凶刷機必

l

2500

一ー一一ー一ーー-一ーー一一一一一『「ーー「ーーてー一一 J2000

¥(2 XHP 1・Em←ド)

」ーー 15ω

高圧浪人系の注入流量 (推定値 )

H P 1流量

800

ωo

400

1400

制

緩

JR

剥

同

向

回

∞ '"

(EUCSモード)

lXHPI 2XHPI

200

15

経過時間

事故後 20分までの一次系圧力と推定高圧注入系注入流量

4

第 A.14.1図

5 4.5

。。

00 O

180

160

60

40

700

600

500 -f 400

M m •< 300 « i—i

p- m w

100

0

. -!

/ 12 min

- & * £ ; ; ©SHt

-°ig.mLfzs.timt

T (hour)

\ g f e ^ f f (500gpm/lHPI )

(3/3 1.4/1)

\ .

J J_

m&&Amm. i mmett&Am* (jtjeii)

j _

500gpm= 114mVhour

_1_ 5 1 0 ma <% ra T(hour) 1 5

i A . 14 .2 0 *&& 12 o-fr b i e f$igt x<o-K?m.-h t %mmfc&AmnLAim

w

ー.

数日後の値

(3/':ぶ.J4!.L

一次系圧ゴJの変化

(一公表値悶を直線近似

0・・・4 仮定した圧力変化

四四・・1. '

，， '

a

' e . .帽ー・・4

泊。

160

c) 140 。，g 'i:b 120 .岨

E ω h柊畏長必4

60

-『〉回何回1冨

∞MW4U

T (hour) 5 400

由。3 700

ωo

日。

tUO

(百島国)刷出品

JR剥同白岡

200

¥・ーーー3∞ 高圧注入系統1系統の最大注入流量t推定値}

曲 500gpm==114103/11our 1∞ oll/l~mín

15

事故後12分から 16時間までの一次系圧力と幾定高圧注入系注入流量

経過時間 T(bour) 10 よー

5

第 A.14.2図

r\ r~\

• w

Reactor BuiIding Sump

-0] i

a E$

! A . 1 4 . 3 ECCSffA^M n

Bora ted Water S tor age Tank

HIM Vn mp s

-tXj-U-t

-M-U4

-HU* -ESF

i X J - HXH-kl-ESF

>ESF X

i — y i *

From

MDTank

-M—H- 'ESF

OttSF H-l-M—t

ESF

> H

Core

Flooding

'l'snk

』hF回MHHs沼

田

臼

」

『

副

∞ "'"

一+イ

n ECCS注入系統第A.14.3図

JAERI-M 83 7 3

A. 15 iPfoisZW-KmvWmMftiftM

*»:&&& 1 mi n*c, tiammfr&.&M±g.Lxts!), c®mMvi:PvJ2®?ui-AX-®Mfr

(2) SnEggft©?? „ * >i>-xidm£.vzmtZ!k-f Z>ct!i±itô (3) HPIOjlAtt2miii*btS>!), £H0B^tfct-S|MS*OftAH;5^, (4) -&£«£#© Igfc-S&iSSIfcib, $&%&B$frb&K,fcgX-*>!>, t®t%mxliftsLZ

(5) mm-thKb, mfc^x-h*!), muKî)^,^pv±^yî-^x^^ô •*-**>*>, p>b<i±±Wt LXfr¥HfaiC*> * »*ft4G*%vXi3!!>, JI3§B©Jt«m<&ffl.©*#*

» hu->'iyti)SffiL# 0 - # , ig}I©4'<&'gB*ffifc*Wtit;d»K±gB^ -, Kfcioiri^P V h ?

M t , _hgG -> (•*£*? H / ^ i f f l ( S E t t f i S i # 4 i ; ^ . £ <VC~'(k%&fah LX

(6) S3.ktt&f»#*>a©-c-&*©(a©g|$#-J: D H f < f§iS-*£<k©£,gfrttS#, t©B$

CCfrbs<»fiffiM&fflZt3L?tttt%$.K < l/%

fcK, fcZ-bft-hfvS a<?-Xt±. — lkM®7 7 -y •>>*'§%1&ld6 mint^tlX^Zo t ©

H O * ? 1- l-**g®tt5 8 4°F( 3 0 7 1C ) T&J), 15 secgÔ 6 1 1 °F ( 3 2 2 C )

a) Ffc&t&m<Dm'j>#8Qi&jitk&(D®&*±*t>}), -&&&#• t ix&$$•$nfro (2) HP icf^K/KifJ-^^^^Sg^ffiTL/e.

%iz<Dm&7i>smirfbn£ 9o ( S I )

- 8 8 -

JAERI-M 8373

A. t 5 炉心および一次系の沸騰開始時刻

事故発生後 1min/fL..加圧器水位が急上昇してお!J.ζ の時~Jに PV 上部プレナムで沸騰が

開始したものと恩われる。その理由は下記の適 Dである。

(1) 水位計はほ宮正常に作動していたと考えられる。

(2) 加圧器内のフラッシングでは差圧に変化を生ずるととはない。

(3) H P 1の注入は 2minからであ!J.ζ の時点では一次系への水の注入はない。

(4) 一次系流体の単なる熱膨張なら，事故発生時からあった筈であ!J.との時間ではむしろ

一次系金体として“冷却"の過程にあった答である。(本文第 3.1. 2項参照)

(5) 沸騰するをら，死水域であ!J，高温になり易い P V上部プレナムであろう。すなわち，

炉心は全体として水平方向にエンタルピ分布を持ってお!'J.周辺部の比較的低湿の水がホ

ットレグ陀流出し易い。一方，高温の中心部を出た水は直かに上部ヘッドVL向かい PVトッ

プ/fL.衝突した後，ドーム内墜にそってゆっくり下降して来る。 ζのため，定常運転時にお

いても，上部へッドとホットレグとの問には温度差が生じ易い。と</fL.一次系金体として

冷却の途上にある過渡状態を考えると g ホフトレグ温度は大きな遅れ時間なしに追従する

ものと考えられるが，上部ヘッドの応答はきわめておそいため，両者聞の温度差は拡大す

る傾向にあったであろう。

(6) 炉心は発熱があるので一次系の他の部分よりは早〈発泡するものと恩われるが， ζの時

閲帯では十分な流量が確保されており，一方スクラム後で熱流束は低くなっているから，

ととからパルタ沸騰が開始したとは考えに〈い。

~VC. 伝えられるクロノロジーでは.一次系のアテッシング開始は 6 minとされている。 ζの

時のホットレグ温度は 58 4 oF ( 3 0 7 'c )であり. 1 5sec時点の 61 1 oF ( 3 2 2 'c )

に較べてかなり低い。そのように在った理由は，

(1) 炉心伝熱量の減少が SG除熱量の減少を上まわり，一次系金体として冷却された。

(2) H P 1の作動により一次系流体温度が低下した。

などの理由が挙げられよう。

{安達}

-88-

JAERI-M 83 73

A . 1 6 H P 1 ©EH A 85 fit©

ff » £ *• M j i = W H P , - W B (1)

M K = - ^ * ^ S | | W H P I = H P I&Aeftffi, W B = SJEtij«£«:

If W W * H A . 16 . I El

W H P , = - ~ (2) 11 fsa l — II HP I

2 hr ! # , & © £ £ , F>ii>%.m*Kl^2>0 *Zt)% P = 6 0 k f f / cm2 Q , Q = 3 2. 6 MW

H A . 16 . 2 El

fe m H P 1 *"> 7-# 1 •Stitfi'tmLXi 1 6. 7 k g / s ( 6 0 t o n / h r ) gf i©Ktt t}£ $>-&

( £ 8 )

-89-

JAERI岨 M 8373

A.16 hPlの注入流畿の検討 J

ミ" ふ町、、

検討1. 質量ノぐラン又

言f符式

M且 =WHPJ-Wn

Mn=一次系軍現，iWHP1=HPI注入流量， Wn 流出流量

)

]

(

計算結果

第 A.16. 1図

検討 2. 一次系蒸気抵の減少条件

仮定

1. 系圧力は一定

2. S Gの除熱効果は無視

計算式

W"'PI =-;Q 11 rsat - 11111' J

(2)

主要数値

2 hr時点の庄力，炉心発熱を用いる。すなわち

P = 6 0 kg / cm2 G， Q = 3 2. 6 M W

計算結果

第 A.16. 2図

結論

HPlポンプが i台だけ作動しても 16. 7 kg / s ( 6 0札on/hr) 程度の流出走ら一次

系は急速に満水に在り 2合作動したら SG除熱効果を無視しでも一次系内の蒸気はたち

まち凝縮されてしまう。

(安遥)

-89-

JAERI-M 83 7 3

5 10 « tb « f t W B ( k g / s e c )

as A. i 6 . i EI

- 9 0 -

JAERI同 M 8373

100

P = 1000 psig

80

22¥切さ

悩

制

'* 抑臨時起 40

5 10 15 。流出流量Wa(kg/scc)

第 A.16.1図

-90-

J A E R I - M 8 3 7 3

200-

150- • ft * m % m. m *•

-a

^ 100 -* > / 3 §

(lOOOpsi)

*" > 7' 2 ! (1000 pai)

5 0 '

* " ^ 7 l i

(1000 psi)

• f t * ^ a * J S * :

6 5 1 (150°F)

100 200 300 ftAffittiSK CO

A. 1 6 . 2 1

- 9 1 -

JAERI-M 8373

200

150ト一次系蒸気量減少

υ 匂

'" h 品目

ポンプ3台

劇 1001-一一一一起 I(lOOOpsi)

〈

#:l

ポンプ 2台

(1000 psi)

50

台一

0・Bm

l-p

•• づ〆

-AU

Y

一ω

ポ一

hu

官

一次系蒸気量増大

300

第 A.16.2図

65'D

(1500F) 1∞ 200

注入流体温度 (OC)

-91一

JAEBI-M 8 373

A. 17 £rft&2fl$W(efett£H!fcî#:©KffiA?7>*

1. « £ ° -l^^rtoSJW^^fTkitt, 2 ®RB&KfcW-*-& 2*1*3© «&£$;£* ft, fe±i>-2B$fig

* i U ( i , US NRCfS^ ( 4 / 5 ) K i c J ^ , 2#x)»ib 4 5 # t t t t f l P I 2%kffc, 4 . 5 & * b l 0 . 5 » t t t t H P I l * S * b S A 3 f t , 1 2##HCa;A3;h.£HP I * f t

ttSt(?*t.ii;HP I i ^ * E ^ i - c ) kirk*

fP*Xt t l 50 °FC t 7* i>-;U7k J-CSIfcSftT^&c (B), Eft&§s_Lg|S ?" i-+ A , ±

x-cfcfc^n, fl&cSBfrttzk ( teW*Xtt i 5 O°F © -y v ^ - A - * ) TStfcStt-c^-s

2. tHCfrBc arsB«4¥*fi*M„, 2(^fm^©fs^7Xfi*M2, mmmmkmKmmi^ti^tiMi.M,

k-tZk, f l ^ j v x o M , M 2 =M„ - M d + M , (1)

& ^ t t , M d = M „ + M | - M 2 (2)

3. ttffifttt (1) T M I - 2{*¥"*ffi^: |ffi ( DOCKET- 50 3 2 0 - 7 6 , T a b l e 4. 4 - 4 , F i g . 5.1

- 2 )

(2) OT«W*i: l # C ^ £ f t © * g 8 l 1 1 1 2 6 f t 3 ( 3 1 6m3 )

¥&lii.mm 71 3 k g / m 3 ¥*5 fSg = ( 5 5 7 + 6 0 8 ) / 2 = 5 8 2. 5 °F

¥ ^ E ^ J = ( 21 70 + 2 2 3 9 ) / 2 = 2 2 0 4. 5 p s i G S f * I i ( M„ ) : 2. 2 5 x l o 5 kg

(3) 2^ fW^©«^* l : 1 & ^ I * 3 * ^ » (A) 1 0 5 4 2 f t 3 ( 2 9 9 m 3 )

(B) 7 2 4 3 f t 3 ( 20 6m3 ) ¥-®Stmm fl§&* ( 1 01 5 p s i Q ) : 7 3 9kg/m 3

H P I * ( 1 0 1 5 p s i G , 1 5 0 ° F ) : 9 8 3 k g / m 3

- 9 2 -

JAERI-M 8373

A. 17 事故後 2[時間における一次系流体の質量バランス

1. 仮定

。一次系内の初期保有水量と， 2時間後における一次系内の推定保有水量，および 2時間

以内に一次系から流出した水tLー次系1ft.注入した水量の関係を調べる。注入した HPI

水としては， USNRC発表(4/5 )に基:づき 2分から 4.5分まではHPI2系統，

4.5分から 10.5分まではHPIl系統から注入され， 1 2分後1ft.注入された HPI水量

は変数(容から最大HP 1 1系統分まで)とする。

。 2時間後の保有水としては，凶，圧力容器上部プレナム，上部ヘッド以外は全て水(飽

和水又は 15 OOFのサプクール水)で満たされているc 倒，圧力容器上部プレナム，上

部ヘッドに加えて，高温側配管，蒸気発生擦の上半分，及び炉心の上半分が水蒸気又はガ

スでおおわれ，他の部分は水(飽和水又は 15 OOFのサプクール水)で満たされている

と仮定する。

a 計算方法

初期保有水量をMo， 2時間後の保有水ffl:を M2，流出総量と注入総量をそれぞれ.Md • M;

とすると，質量パランスの式は，

M2 o~M" -Md +M;

或いは， .Md =M" +M; -M2

3. 使用数値

(1)

(2)

(1) T.M 1 -2保有水量設計値 (DOCKET-50320-76.Table 4.4-4， Fig.5.1

-2 )

(2) 初期保有水屋

1次系金体の水容積 11126fい (3 16m3 )

平均比重量 713 kg/m3 ，平均温度=( 5 5 7 + 6 0 8 ) /2 = 58 2. 50F 、

‘平均圧力=( 2 1 70 + 2239 ) /2 = 2204.5 PB i G '

保有水重量(M 0) 2. 2 5 X 1 05 kg

(3) 2時間後の保有水量

1次系内水容積，ω 1 0 5 4 2 f t 3 ( 2 99m3 )

‘匂 72 4 3 f t 3 ( 2 0 6 m3 )

平均比重量 {飽和水 ( 1 01 5 ps i G ) 7 3 9 kg/m3

HPI水(1 01 5 ps i G， 1 50 oF ) 98 3 kg /m3

-92一

J A E R I - M 8 3 7 3

(A) ftlftt* : 2. 2 1X1 0 5 kg , HP1 * : 2. 9 4X1 O5 kg (B) " : i. 5 2 // , // : 2. o l //

(4) H P i S A f t (M, )

2 » ^ f > 1 0. 5 # i T O H P I * f i f c t 2 0. 1 m3 ( 1. 9 8X 1 0 4 k g ) „ 1 2 W « C H P l * i t * M i * i t * i ,

Mi = 1. 98 X 1 0 4 + Mi* ( H P I l ^ f f i f p f l * b, Mi* <C 2. 5 3X1 0 5 kg )

(5) Stffiffiffl ( M d )

K l / - > # > # 0 * - / < - 7 o - 7 •< >#gfloTV*;fe £ L T , * > i>\H&t!ft 1 5 # ^

K 1 9 0 VsiQK±.g-1-Z>tizmirZ>, l 5#fffl©¥£|ffiffi2ffEfc ( A . n ) t 2 BSIBfffea

'Life £-*-•&£, Md = 5. 2 3 k g / s X 7 2 0 0 sec = 3. 7 7 X 1 0 4 kg.

4. If**!;** (1) 2 ©(1);£©;£2J : 2. 9 4 X 1 0 5 I > M 2 .> 1. 5 2 X 1 0 5 ( k g )

£ 2 : M„ - M d + M | = 2. 2 5 X 1 0 5 - 3. 7 7 X 1 0" + ( 1.9 8 X 1 0 ' + M,* ) 2. 5 3 X 1 0 5 S;Mi* ^ 0 t t & t , U O X l O ' ^ i ^: 2. 0 7 X 1 0 5

t o i i i j a o J t ^ ^ t ) , t L H P l 1 ^ S i # l 2 M B f f i A 3 n t ) ^ t t t ^ n ( i ' £ i a < *

ttA*ffltt& 7 X 1 0 ' ' : > M * : > - 5 . 5 X 1 0 4 ( kg )£*{) , ftOfttt 2 I ^ F M ^ O ^ W *

(2) if ^ r * a ( M„ £ M 2 ) M L ( , Ksm«: ( M d ) £ l 2 M O H P I *ift ( M * ) # * &JT&6I$ , 3©(2)5£>*Jjfc&-pfeJ&©M,i £M * © S H ^ g g A . 1 7 . 1 S K ^ t o M * + 9. 3 X 1 0 4 ,>M d a-M * - 4. 9 X 1 0 4 ( k g )

( f t * )

- 9 3 -

JAERI-M 8373

保有水重量 (M2)の範閤:

ω 飽和水 2.2 1 X 1 05 kg • HP 1水 2.94 X] 05 kg

。ヨ 11 1.52 11 11 2.01 11

(4) H P 1注入量 (Mj )

2分から 1O. 5分までの HPl水訟は 2O. 1 m 3 ( 1. 9 8 X 1 0 4 k g ) 0 1 2分以降の H

P 1水涯をMfとすると，

M j = 1.98X 101 +M パ ( H P 1 1系統作動なら. M j • 三二 2. 5 3 X 1 05 kg )

(5) 流出流量 (Md )

ドレーンタンクのオーパ}フローラインが閉っていたとして，タンク内圧力が 15分後

に 190psiG~亡上昇するに要する 1 5分間の平均流出流量 (A.l1)で 2時間流出

したとすると，

M d = 5. 2 3 kg / s X 7 2 0 0 s e c = 3. 7 7 X 1 04 kg.

4. 計算結果

(1) 2の(1)式の左辺 2.94 X 1 05二三 M2ミ 1.5 2 X 1 0 5 (kg)

右辺:Mo -Md +M j = 2.2 5 X 1 05 - 3.7 7 X 1 04 + ( 1. 9 8 X 1 04

+ M j.) 2， 5 3 X 1 05二とMJ;と0とすると， 4.6 0 X 1 05ミ右辺

三~ 2. 0 7 X 1 05

との両辺の比較から，もし HPll系統が 12分以降投入されつづけていれば左辺く右

辺となり，流出量が過少評悩である ζ とになる。逆に，流出置が正しければ 12分以降の

注入水量は 8，7X 1 o，jミMtょと-5. 5 X 1 01 (kg )となり，負のf直は 2時間後の保有水

量の過少評価と在る。

(2) 保有水抵(M"とM2 )が正し<.流出鼠 O¥'ld)と 12分後の HPI水量(M t )が来

知である時 3の(2)式が成立つためのMdとMfの関係を第 A.17. 1図に示す。 Mt+9.3XIO

，j云.Md之 Mt -4. 9 X 1 04 (kg)

(鈴木)

-93ー

JAERI-M 83 73

X105

1 2#/5><b2&5*')©HP If f iA* Mi*(kg)

mA. 1 7 . i EI -#.%^7kmfr%t*n<Dm&<Dmtti7mtapiaA*a©i»#

/ #)Jffl«*7Kft Mo= 2.2 5 X 1 0 5 k g . ( 2Bf|gge©*£:t*fl; 2.9 4 XI 0 5 >M 2 >1.52X 1 0 5 ( k g ) j

H P I ^ A T K t t Mi= 1.98X1 0 4 + Mi* '

- 9 4 -

JAERI -M 8373

Mi*=5.06X105 kg

(H P 1 2系統作動)

M 戸=2.53X J05 kg

( H P 1 1系統作動)

XI05

7

6

5

4

3

2

。

{回一揖)唱温

圃明M

官萄塚

ehF制E蛍N

7 6 5 4 3 -1

0 XI05

12分から 2時間のHPI注入量 Mi* (kg)

一次系保有水量が既知の場合の流出水量と HPI注入水量の関係、

Mo= 2.25XI05kg 、2.94XIOS>Mz>1.52XI05(kg) I Mj= 1.98Xl 04+Mj*

-94一

初期保有水量

2時間後の保有水量

HPI注入水量

第A.17. 1図

JAERI-M 8 3 73

A . 18 m&m%i&%mM®m%.

l. <K g mikm^ô^mmtixiri, W 4 1 H A S . (i) a f S f t e ^ f c t S f c a a ! * * (2) mftm%.mw}(. F P )o&}gi* (3) 7 ^ f - K0|PJil& (4) * ->- / -c©f§^

(i) S f & ' t ' & i ^ i S i ^ i ^ . m%*¥&¥mtkmm<Dffimfe&* * = v 8 o (sec- 1 > R , ® it II-?©*'& T-

* f » * # « L T t f » ( * - * ' T i c * ) (2) F P C l S i

*8fiIfl8&f£ffi£L, Share <D&TStm (3) 7 * ^ - K©J$$8ft

M.@M£{K£l, JAERI-M 667 8 0&-CMM, ®8l1MlrA 0.3 MtUfc (4) *•> T'Ofl&tffi

mjiir^z *•> r « , S f f i w ^ % £?frii#© Jiaff i i If c ;W©8&«*#;i6Etta i

tftHt,'fe'K*R#JF'k2S$ftffi2 7 72MWt 4C*f L, 0. 1 4%,/M

3. ft*ti& (l), (2), (3)OWgi!eS:SrSfA. 1 8 . i @ K * t „

( * , psrsi!)

- 9 5 -

JAERI-M 8373

A. 18 事故開始後発熱量の推定

1. 仮定

事故開始後の発熱源としては，次の 4種を考える。

(1) 遅発中性予による核分裂熱

(2) 核分裂生成物(F P )の樹敏熱

(3) アクチニドの崩壊熱

併) ポンプでの発熱

2. 計算式

(1) 遅発中性子による核分裂熱

遅発中性子発生核種の崩填定数を A=1/80(sec司 1) とし，通常停止状態での中性子

増倦を考慮して計算 (E -A 1で減表)

(2) F Pの崩壊熱

無限照射を仮定し， S hureの式で計算

(3) アクチエドの崩壕熱

無限照射を仮定し， .JAEItI-M 6678の式で計算。初期値は 0.3S替と仮定

(4) ポンプの発熱量

作動しているポンプは，事故開始後も定常時の発熱量と同じだけの熱量を与え続けると

仮定すると，その値は 4MW/基

ζれは，定常時炉心発熱母 2772MWもに対し， 0.14%/議

3. 計算結果

(1)， (2)， (3)の計算結果を第 A.18. 1図K示す。

(泉，阿部)

-95-

DECAY HEAT RATE LINE NUMBER

I to

O \ Pi

S3 6-<! pa <! o O

ANS STANOARO DELAYED NEUTRON ACTINIDES TOTAL

lO"

10"

10

10"

10

.1 . X T I I "1

T = =

;s — — S r — - .

—o —^^ . . ( . _ .

= " •> i — — === = = = = = : ! 3 - « s =

? | ^ ^ = = = : = :: = .. ,. : : i - -=:i=:ii-

" " " • -

~ ~ ~ \

L.

. . . l \ —L„ 1 1 1 1 II1,,-

LINE NOMBER

•a— I.OOO -i— 2,000 - ) — 3,000 -X— 4,000

> M

1 0 " ' 1 0 u

TIME CSECONOS3 1 0 ' 1 0 ' 1 0 - 1 0 ' 1 0 :

; A . 1 8 . 1 1

DECAY HEAT RATE

LlNE NUMBER 1"・...ANS STANOARO 2…… DELAYED NEUTRON 3…… ACTINIDES 4 ..・H ・TOTAL

L『

hp国別阿

1廷

∞

M4ω

AUAUAUnu

nuAunνnu

Aunυnunv

，，，‘，

'A9白色

da宅

LINE NOMBER

--eJ-ー---.<、一ー一一十一ーー→←一. r--旬、-、、円、

ー:--

9¥. 、¥ 、、ト・・

¥ hミミ、、、、町、、h、、B 旬

トトー百 r-、.、、『

トイ

トート一一

100

10・ 1

10‘z

10司$

〔

。

向

¥

向

〕

国pF〈

尚

ト

司

岡

田

」Fd『

Q向白

色。σ3

第 A.18. 1図105 104 103 102 10¥ 10"

C SECONOS)

10-¥

TiME

10-4

JAERI-M 83 73

A. 19 I f i W F P A ' x M f , KfflifeiWHe ttff#:tS

I. F . P . #X&j£ffl;, fcJ^Kfflfi

ft, L ib <lt

F . P . A*XOf|-|Se^-C#-i)7-n ^ 5 At tFREQ-4 1 , ^ ^ K P * > ^ * ^ ^ O T , FREG-4K<fc&Q Ltf'L, Cs © g C t i ^ t t - C t ^ i ^ o

TMl - 2 *S*f# F . P : # * £ $ * , #ttt)ft£*5E-f &/ci6±lB7-P ^ 7 A P J : D ft

S U : ,

1) ^ & ^

C I add i ng I . D . 0. 9 5 7 5 8 cm ( 0. 3 7 7 " )

O . D . 1. 0 9 2 2 cm ( 0. 4 3 0 " )

( t ) 0. 1 3 4 6 5 / 2 = 0. 0 6 7 3 1 cm

L 3 8 8. 9 3 7 5 ( 1 5 3. 1 2 5 " )

P e l l e t O . D 0. 9 3 9 8 cm ( 0 . 3 7 0 " )

A c t i v e l e n g t h 3 6 5 . 7 6 cm ( 1 4 4 " )

G a p d . g 0. 0 1 7 7 8 em ( 0 . 0 0 7 " )

* p l e n u m l e n g t h ( 2 3 cm )

( it 8 4 5 4 £ » « H H Xkfe I fc ) * p l e n u m v o l u m e ( 1 6. 6 cm 3 )

2) M m ^ C1 add ing Z i r c a 1 o y - 4

P e l l e t U 0 2 9 2. 5 96 T . D .

D i s h - e n d , c y l i n d r i c a l

* D i s h 0. 7 91 X 0. 0 5

* p r e p r e s s u r i z e d f u e l rod

* p r e s s u r e 3 0 a tm

3) W B 3 C o r e c o o l a n t a v e r a g e v e l o c i t y 5. 0 3 5 3 1 2 5 ( m / s ) ( 1 6. 5 2 f / s )

m&®± • TSiK: teW-6&*P*2gf i? !S 2 9. 7 8 c

* c o o l a n t p a s s a g e e q u i . d i a m e t c r 1, 3 3 4 ( cm )

* Jftffi® Input values

- 9 7 -

JAERI-M 8373

A.19 燃料棒内FPガス生成量，放出量およびHe量計算覚書

1. F. P.ガス生成量，および放出量

はじめに

F.P. ガスの計算ができるプログラムは FREG-4しか手持ちがないので， FREG-

41'(よる Q しかし Csの量の推定はでき念い。

TMI-2燃料棒F.P:ガλ 生成量，放出量を推定するため上記プログラムKより計

算した。

1. インプットデ、ータ

1)寸法等

01 add ing 1. D. 0.95758 cm (0.377")

o . D. 1. 0 9 2 2 cm (0. 4 3 0" )

( ~ )

L

Pellc~ O.D

Ac~ivc leng~h

Gap d.g

O. 1 3 4 6 5/2 O. 0 6 7 3 1 cm

388.9375 (153.125")

O. 9 3 9 8 cm (0. 3 7 0" )

3 6 5. 7 6 cm (1 4 4" )

O. 0 1 7 7 8 crn (0. 0 0 7" )

• plcnum longth (23 cm)

(後援会長と有効長より推定した)

場 P1 e n u rn vo 1 u m c (1 6. 6 cm3 )

2) 材料等

01 add ing

P e 11 et

車 Dish

Z i rca I oy -4

UO 2 92. 5 96 T . D •

Dish-end， cylindrical

0.7世x0.05

場 prepressurized fuel rod

• pressure 3 0 atm

3) 流路等

Core coolant average velociもy 5.0353125(m/s)(16.52f/s)

燃料棒上・下端における冷却水温度差 29. 7 8 'c

• coolanも pa8 S a ge e q u i . d i ame t c r 1. 3 3 4 ( cm )

- 推定の 1nput values

-97ー

JAERI-M 8 3 73

4) tttjm% a v e r a g e power

2 7 7 2 M W ( t )

f u e l a s s e m b l y £fc

f u e l rod

A c t i v e l e n g t h

J : J > ,

a v e r a g e L . H . O . B =

1 7 7 a s s em,

2 0 8 r o d s / a s s e m b l y

3 6 5. 7 6 cm

2 7 7 2 X 1 0 6 ( W ) 1 7 7 X 2 0 8 X 3 6 5. 7 6 cm

= 2 0 5. 8 5 5 ( W / c m )

max L . H . G . B = 2 0 5. 8 5 5 X 3 . 0 3

= 6 2 3 . 7 4 ( W / c m )

tr»KttT8E©»«*ttfflL;fc. maximum power

6 2 3. 7 4 ( W / c m ) X 0. 9 8 = 6 1 1 ( W / c m )

a v e r a g e power

2 0 5. 8 5 5 ( W / c m ) X 0. 9 8 = 2 0 2 ( W / c m )

power h i s l o r y !dt T 0 © i l t> £ I K S Lta0

t ime ( day )

a x i a l power d i s t r i bu t i on F i g . 4. 3 - 3 0 ( T M 1 D o c k e t ) =fc J? Lite

2. f f * t i £ max h e a t r a t e f u e l r od ( 6 1 1 W / c m ) r u n j | l

a v e r a g e h e a t r a t e f u e l rod ( 2 0 2 W / c m ) r u n y K 2

%<Dm?k<(£W,k.i$.im.K7F.-f%!.>Q-cibho •tfeffSE-h, # « 3 n - r ^ s 7 c ^ © ^ *>ci HS:£LT^:§^*oK-p^-rÂ. i9 . l i t e s t ,

ftfc c o r e £ { £ © r a d i o i s o t o p e S H t c o r e £ $ ! © f u e l r o d & C 1 7 7 X 2 0 8 =

3 6 8 1 6 ) * S i ; - t } £ £ [ t S £ . k#«!n*blr£, $K A . 1 9 . l SI © T JB © flttt T St t r £

- 9 8 -

4) 出力Jtj歴等

average power

2772 M.W(t)

fuel assembly数

fuel rod

Active. length

よ9.

JAERI-M 8373

1 7 7 assem.

2 0 8 rods/as sembly

3 6 5.7 6 cm

277 2X 106 (W) average L. H. G. R

1 7 7 X 2 0 8 X 3 6 5. 7 6 cm

20 5. 8 5 5 (W/ cm )

ma x L. H . G . R = 2 0 5. 8 5 5 X 3. 0 3

= 623.74 (W/ crn )

市となるが 98 ~岩出力で全期間運転されたと仮定する。

計算には下記の数値を使用した。

maxlmum power

6 2 3. 7 4 (W / cm ) X O. 9 8 = 6 1 1 (W / c m )

average power

205.855(W/cm)XO.98=2 0 2 (W/cm)

power historyは下図の遜りと仮定した。

9896 tfj

力

o もime(day )

一一ー一一一-;0・68

axial power distribution Fig. 4.3-30(TMI Dock叫〉よ b採用したo

2. 計算結来

max heat rate fuel rod (611W/cm) runl伝 l

average hcat rate fuel rod (202W/cm) runJ伝 2

について計算を行った。

その結果は第 A.19. 1表K示ナ通りである。また計算上.考慮されている元素のう

ちCi数として大きいものについて第A.19. 1表K示す。

なお core全体の radioisotope量は core全体の fueI rod数 (177X208=

36816)を乗じて推定するととが可能ならば，第 A.19. 1表の下端の横軸で貌むと

とカ~'Cきる。

-98-

JAERI-M 8 3 73

W.K. 19 . l i ( m & : c i )

¥ ^ a n m m m $ * m 7] m m »

4 I ! • tk m ft * « a m & g 8 5 " i K r + 8 5 K r 8.1 3 2 X 1 0 2 1.0 7 7 7 X 1 0 1.4 6 8 4 X 1 0 3 2.1 4 5 3 X 1 0 2

133 X e + 135 m X e

+ 1 3 5 X e 6. 1 2 8 8 X 1 0 3 7. 8 3 0 6 X 1 0 1.0 4 8 4 X 1 0 4 1.4 9 6 2 X 1 O 3

131 J _|_ 132 [ _J_ 133 J .|_ 135 ] 1.2 5 6 9 X 1 0 4 1.6 6 5 7 X 1 0 2 2.1 9 9 3 X 1 0 " 3. 3 1 8 8 X 1 0 3

- 1. 3 % - 1 5 %

3. i f •? tA"

TMI core O F . P . ( % xBSf& ) # ¥ ^ f f l ^ ^ S - ^ T - f t S 3 ft * <k # £ * * 6 Hf , I A . 1 9 . 1 B ^ t l f e a j : 5 K

X e K O I f l t M l 2. 2 6 X 1 0 8 C i , fefflft 2. 8 8 X 1 0 6 C i 1 ! I 1 K ^ ^ T 4 S 1 8 X 1 0 ' C i , E ( U 1 9 X 1 0 5 C i

£ £ & „ ( J C U J )

I . H e l

1. 3 $ r - * -

«rffJ-C©-<7fc & © £ # • , S ^ x - * - H f t O i f e K - S . 5 „ (1) / l / t A ^ l 16 . 5 6 4 ( cm 3 )

(2) ** -v „ 7'gB#;^

- X ( 0. 9 5 7 5 8 2 - 0 . 9 3 9 8 2 ) X 3 6 5. 7 6 = 9. 6 9 1 (cm 3 ) 4

(3) f o i ' a S , f + > 7 7 - g B f t « 6. 3 4 3 ( cm3 ) ( -J U » h gE©#-J 2. 5 % ; 2 5 3 . 7 2 X 0 . 0 2 5 = 6 . 3 4 3 ( c m 3 ) )

(4) ^JfSf^ft^fW ( (l) + (2) + (3) ) 3 2. 6 ( cm3 ) ( 1 6. 6 + 9. 7 + 6. 3 = 3 2. 6 (cm 3 ) )

(5) WiflBE 3 0 ( atm ) (6) I S ^ l * I ! ) © H e i 9 7 8 ( c m 3 , S T P )

(7) F.kfom&iffim. 3 6 8 1 6 ( $ )

- 9 9 -

JAERI-M 8373

第 A.19. 1表

(単位:C i )

平均出力燃料棒最大出力燃料棒一ー

生成量放出量生成量放出量

B5mKr + B5Kr 8.132 XI02 1.0777xl0 l目 4684XI03 2.1 4 5 3 X 1 02 ← 一一

133 Xe + 135 mXe 6.1288xI03 7.8306xl0 1.0484XI04 1.4962xl03

+ 135 Xe

1311 + 1321 + 1.2569XI04 1.6657XI02 2.1 9 9 3 x 1 04 3.3 1 8 8 x 1 03

133 1 + 135 I

燃料プレナムへの"" 1.3% "" 1 5 %

放出率

3 むすび

TMI coreの F.P. (ガス関係)が平均出力燃料俸で代表されると考えるならば，

第A.19. 1図から説めるように

Xe について生成盛 2.26XIOBCi，放出量 2.88XI06Ci

1311 について生成量 8XI07 Ci，放出量 9XI05Ci

となる。 ( 原山)

1. He量

1. 基本データー

前節でのべたものを含み，基本データーは次のとおりである。

(1) プレナム体積 16.564(c 皿 3)

(2) ギャップ部体積

?× (0957582-o93982)×36576=9691(em3)

(3) ディッシュ部，チャンファ一部体積 6. 3 4 3 (crn3 )

(ペレット部の約 2.5銘 25 3. 7 2 X O. 0 2 5 = 6. 3 4 3 (crn 3) )

(4) 燃料棒内空間((1)+ (2) + (3)) 3 2. 6 (crn3 )

( 1 6. 6 + 9. 7 + 6. 3 = 3 2. 6 (crn3 ) )

(5) 予備加庄 3 0 ( a trn )

(6) 燃料棒 1本当 bのHe量 9 7 8 (cm3 ， S T P )

(7) 炉心内燃料棒総数 368 1 6 (本)

-99ー

JAERI-M 8 373

2. H e M

( 9. 7 8 X 1 0 2 ) X ( 3. 6 8 1 6 X 1 O 4 )

= 3 . 6 0 X 1 0 ' ( cm 3 , S T P )

= 3 6 ( m 3 , S T P )

T & & „ ( W)H)

JM ±

- 1 0 0 -

JAERI-M 8373

2. He量

炉心全体の Heガス量は

( 9. 7 8 X 1 02 ) X ( 3. 6 8 1 6 X 1 04 )

=3.60XI07 ( cm3， STP)

= 3 6 ( m3， STP)

である。(市J1!)

以上

-100ー

JAE

RI-M

837 3

-101-

• ，......，一寸「

| く二一-44ご《;ιJHCllloIrk~ :. ¥¥¥ ¥

二子二7 "'----_1

7pL一一

10" 111，1

( • j t/~ ( J 1、，}¥帆字}昨苛 11 )

10 111

針 .ml、r

1:llm1'e

1.11 'J・c

1 r刷 io 川'引Iloi¥' in fnc

m

・"

+ rcJcl'-"C.>tl F.1' J刊

l，cl1ct lu fllcl il

1・JCIIIIIII也

、

1:1三一-"

ー

-『』回初H

I冨

∞

国

叶

回

1

， I

/記三Z，，，

Z三→どこ ;///

1;‘五c

1:1;; I

1.<百mxc

IMOM-

......_--- ー-.:....;;"，:，ζこここご、~ーー、』ι ー・-ー二二---ι‘z一一一一一戸、，-司、、、、司、‘、、、、‘、、

一一一一下、。主包トー

‘、‘、、、、、、、ーー一ーー;一一;:三三=

川元 Xc

K

-盲

"

ーマr

K

M

>'1九Xc+' "mXC"t I，"X

1 ヨ"‘~. 1.¥.1- I I.~ 1+...'1+....1+

1 10 10

M よ

107

じi{('O rc全体の推定値l. 1 r 0!1 r.J) C i " 1 ï7 、 ~II~ )

10li E

3 川

uI

TMI燃料棒の蓄積 F.P(gas関係)むよび燃料プレナムへの放出量第 A.19. 1図

JAERI-M 8 373

A. 2 0 i l l " - ^ - ; ( • f f « F P * * ^ O M

1. B fl5 U 0 2 mn^^- •••> *#%—MMVi&T<£&&•*• &t&, 'ti'v H ! ) l i ! [ W 3 n 5 F P * x

©Kffi.fct;£& i t * r ^K Lfe# o T t - -< -f iff ® t *„

2. * ft

flcoi^-ctt Booth J E-x^Sr iSM- t*£ : i# -C | iS 0 t o ^ f ^ t d u O i O ^ g 15*£il$&

&!&#§;££?#< t i e i o - r i i s ^ u ., bîbfemsn^FPA'xofeifeî^MffiJt^

/ JC , I I 9 , J c J ***s* TT^^l^TT^TT^

. UKftHJJt ) F = 6 / - ^ i -

•» JT a

. & » £ & D = D „ cxp ( - Q / R T )

c : mm ; t : mm ; r : ffiR ; F : ttftjfc ; a : ^fff i^^g ;

a # * « ; % 3. 1 X e feStfeT-*— ^

1) G . L o n g D = 7. 8 X 1 0 " 6 exp ( - 7 6, 0 0 0 / R T )

S S i S - ^ , l - , S ! i 2 6 / i , x e

1 ! ! © £ £ $ : , 8 0 0 -

1 8 0 0 C

2) B o o t h & Rymer D = 1. 5 X 1 0 " s e x p ( - 4 6, 0 0 0 / R T )

M - - ^ , . ! - , S 1 2 8 ^ , X e , J 3 C S i , 1 0 0 0 -

1 5 0 0 TC

3. 2 ^q :fp;

F i g . A . 2 0 . 1 tCG. L o n g © S K i S 5 h *>£ t* B o o t h fb©j£(CJ: S l i , 5 h , 1 0

hOtil^nomS-mi^-t,, ft:fe-Parker©;fctofc^3!S(<CC>^T©?lli*fi*1^L.7fc„

- 1 0 2 -

JAERI -M 8373

高浪ベレット中の FPガスの拡散

的

U02 燃料ベレ y トが均一高温状態下に存在するとき，ペレットより放出される FPガス

の放出比を拡散モデルにしたがってサーベィ計算する。

A.20

目1.

決方2.

対象 FPガスは沃事長およびセシウムである。考えている燃料ベレット内で似，沃素お、よびセ

シウムは単体として存在し，さらにとれらの拡散速度はキセノンのそれ陀低官等しいととが

判っている。放に以下，キセノンのペレット内拡散を取 b扱う。ペレット内での Xeの拡散

については Booth モデルを適用するととができる。 ζのモデルではU02の不定形結晶粒

をある半径をもった等価球と考え，との球内における拡散のみを扱っている。従って球対称

獄散方程式を解〈 ζ とによって高温ベレットから放出される FPがスの拡散による放出比が

求められる。

1J川J

c

一hJ

咋宰

円

v

d

c一t

一一

。一o

F

拡散方程式

解(政出比)

D = D n Il X P ( --Q/R T )

c:濃度;も:時間 r 位慌 F 放出比; a . ~等価球半径

D. D" 拡散定数;Q:活性化エネルギー R 気体定数 T 温度

拡散定数

計算結果3.

D = 7. 8 X 1 0 -6 e x p (ー 76，00O/RT)

焼結べレット，粒筏 26μ. X e 133の拡散，

Xe拡散データ

G. L ong

3. 1

1)

800-

1 8 0 0 'c

D = 1. 5 X 1 0 -8 e x p ( -4 6， 0 0 0 /R T )

溶融ペレット，粒径 28μ. Xe 133の拡散，

B 00 t h & Ryrne r" 2)

1 0 0 0 -

1500'C

果

Fig. A. 20. 1 ~G. Long の式K よる 5h ぉ、よび Boo もh らの式~よる 1 h， 5 h .11 0

hのそれぞれの計算値を示す。なお、Parkerの求めた沃素Kついての実験値も示した。

-102-

結3.2

JAERI-M 8 3 73

4. & m

1 1 0 0 1C & 0. 6 5 0 \ I B ooth & Rymer

1 8 0 0 TC ftll« '

( £&)

- 1 0 3 -

JAERI-M 8373

4. 結論

高温ペレットからの拡散による FPガス放出比(対数)は温度の逆数に比例して変化し，

紋置時間 10 hrのとき

1 1 0 0 t::…...・H ・-約 0.65%¥B 00山&Rymer

1 8 0 0 t::…・-…..約 11 ~詰/

ぐらいの値である。拡散定数は Boothらの式によるととが妥当であると考えられる。

(菊地)

-103-

I o I

C a l c u l a t e d v a l u e s

E x p e r i m e n t a l v a l u e s on I2

W. P a r k e r , O.K. C r e e k , a n d

. M a r t i n . ORNL C F - 6 0 - 1 2 - 1 4

)

> H 50

IOVT(°K)

1800 1700 1600

F i g . A . 2 0 . 1

1400

T e m p e r a t u r e T (°C)

F r a c t i o n a l r e l e a s e o f F P X e 1 3 3

( G r a i m s i z e 2 7 / i m )

1000

f r om U O z p e l 1 e t

hkp周回H

l沼

恒

臼

叫

臼

鋸

e

u

z且a

v

』

αe

&.b U a

l

阻l

a

C

I

j

r

c

n

v' H

ぷHUt

o

o

H

•

o P arker……・ Experimentalvalues on 12

U.¥V. Parker.O.E.Creek.and

W.J. ~lar t i n. ORNL -CF-60-12-14

(60 )

8.0

。 Lon~

T ¥

¥ γ

¥ ¥ ¥ ¥ ¥ ¥ ¥5hr

L

¥¥

〉¥¥

nunヨ

00

1

6

5

(鳴き

3

2

l

0.9

O.!!

0.7

'同

ωad

因。-ωh円四'同

-e回。44udH'同

lHO品l

0.6

0.5 10'/T(守()

900

6.0

1400 1300 1200

Temperature T (.C)

Fracもional release of FP Xe 133 fro皿 U02 pellet

(Graim size 27μm)

1000 1100 1500

A. 20.1

5.0

Fig.

1800 1700 0.4

JAERI-M 8 37 3

A. 2 1 Zr -*RIS*'"a ©**§§&

1. § ift

*• x &&n®& i" n ttw m m L sy a L

2. <K j£

(1) E T j ^ f l '• 2 8 4"C, 7 0 k g / c m 2 - g T 3 0 m 3

(2) fclftigit : Slffi, E # £ t ^ o ^ t o , m^SkM (£©, 1 *vE ) <fc -t*o ffl L

iîsofc to t© ts^tt-^nfs i ' ^ p i a: s> 4 ^ i Hi?n 4 -

zr-^KEf+SfciEfflUfeKEjlffi^H; J A E R I -e*to btiftfeft i 60 of 4 -e^.#-e

I J d O i t J o COl t tOBNL04©ilSf f i -H:UTb4„ sec

Q W 2 = K „ exp [- — ) • t

K 0 0.4 6 8

Q 4 0.7 kcal / m o l e R 1.9 8 6 cal / deg • mole T °K

T? & fc 3 ft & c

3. W-*£ft • ft+cc&CfcZr-zkKISofUfcfcis-c* 5 fc^S4^7C*>i ?>'§#* ©ttH4 tB5#(c*to

fcft&l 5K I fc^f ia J i o l l t W M A. 21 . l S K t tfcfeo c©«*>I0-'K)£iiiJEst*ffltA-tJMT©lt»t*'t4 -otto

3.1 E A # f i r a t © * ^ S ^ : t i i 03.&.K- b T s» r t^ fLhin. h^mi&^WStX 0 5»2)>(, 1 2 O f t i t O f e M 1 5 fl-H

S S t t i J ) , C O H r B W t E J § W * I i l 3 0m3 ( 2 8 4t , 7 0 kg /em2 • g ) CC j f t *

«4-©Zr-7KR(B*&-f *jt»lcfcl:JRi5®)Ss>s 1 2 o 0'cfenLh £ # *. ?> ft S „ ^ C T R E I S £&EB#fffl©*&£-*-p*f!S*fc*fca&A. 21 . l ®K^-f„ 3.2 flilrt^flPg-?©**«:#«}

S.lS®Ki^K©jB-&-a-trZrytSa^JS©1si*^KjEU/fc***J6, * » U f e I E i t i F ^^*fflZry^«#HlEU^^^^5&*-t-&*^*4SI±lL)to^«^)f©RIS4% SEA. 21. 2Hfc,

- 1 0 5 -

JAERI-M 8373

A" 21 Zrー水反応7からの水素発生

1.目的

事故中に Zrー水反応によって発生した水素量の推測b よび燃料棒がどれだけ磁出し到達し

た温度は何度であろうかという予測を b乙なう。

2. 仮定

事故時~ )~友された水素濃度を目安とするだけ K して，その他については特別な仮定を含

まない。

目安に使用した水素浪皮は

(1) 圧力容器 284"c. 70 kg / cm2・gで 30m

3

(2) 梼納容器; 温度，圧力とも不明のため，標準状態(室温気圧)とする。但し

絡納容器のため ζの仮定はそれほど実際と変らないと思われる o

協納容器 296前後

である。

Z..一水反応計算に使用した反応速度式は JAERlで求められた値が 1600t'まで外挿で

きるものとする。乙の値はORNLのものとほぼ一致している。

即ち，酸化による酸素噌加量 (Wmg/cm2)は反応速度常数(Ko)と反応時間(t )とのBec

間に

W2 = Ko eX(1 (一旦ー). t RT

で表わされる。

3. 計算方法

(K0468) Q 4 0.7 kcaJ /皿oJe

R 1.986cal/deg"moJe I T : oK /

事故中 K生じた Zrー水反応の計算を b こなうに必要な諸元b よび諸々の計算を簡単κ求め

られるようにした単位当 Dの諸量について A.21.1表tてまとめた。

ζ の表bよび反応速度式を用いて以下の計算をbとなった。

3. 1 圧力容器内での水素鐘算出

炉心ヒートアップと考えられる時間は事故後 105分から 120分までのb 主そ 15分間

程度であj)，ζ の時間内で圧力容器内水素濃度 30m3

( 28 4 '(;. 7 0 kg / c皿z・g)κ遥する

ほどの Zr一水反応が生ずるためには反応温度が 1200'(;以上と考えられる。そ ζ で反応温度

と反応時間の組合せで水素量を求め第A"21 . 1図K示す。

3.2 絡納容器内での水素量算的

反応温度と時間の組合せでZry被覆肉厚の何必が反応したかを求め，求められた反応量で炉

心全体何ry'被覆が反応した場合に発生する水素量を算出した。被覆肉厚の反応量を第A.21. 2図/1::.

-105-

JAERI-M 83 7 3

4. #it JS:

KJEiSffi* 2 20 0 ° F ( 1 2 04 'C) , 2 5 5 0°F { 1 3 9 9°c) , 2 7 0 0 ° F ( l 4 8 2 ° c ) , 2 9 0 0 °F( 1 5 93°C ) © 4 * • - . » i l f f , KlSB#ffiJ 1 2 0 0 # ( 2 0 # ) * T! © K IS Zr * *• .t E>'*jjt . ' :.T;(284°C, 7 0 kg/cm 2 • g ) i%L A . 2 1 . l g K ^ t . ftis-H* ©&EZrfi;tt?1.B©.»©$ffc

-v2>nt£izm, n ft mm mm <iu 13® 4lustra—s?-fb) -?«>*. «£«©£«*»* utr *>©£•*-&<,

?fc-N»; !> A # * , i^s>)kmk^m^î>iKm%^., * L - t Z r - * £ £ ; * » £ > © * 31 ;!§£#??§• L , t ^ 4 i , E t i i i J . He#-* ( gC# 1 0 m 3 ) , &&$!#•#£ ft £tt<&*©©/Sf4#PSL. =&* ©SF.Ii- fl-fc^LSI^fcgSDtfsZi—/fcJKlEfC i. &7k-MW±T$>Z>fr, ^ . r i t t H J © I P - a - ± 3 0m3

mfrb 3 0m3 ( 284°C, 7 0 k g / c m 2 - g ) © * ^ $S£:ft# £&•* ft £ © tt£'F-t>© S S f ^ . | B © * # 1200°C, #> 1 1 &m-it^rL±m^, % L f t ^ I i i 4 4 t | i ) 5 . 5 * i 4 ^ 0 •*&, 3 0 m 3 © * ^ 5 6 a £ 4 * ^ ft 5fclblCttZrtt 1 1.5 * © & K * jg <* ftt-tftWfft ? > 4 ^ £ i K 4 i> , SMkSffiîf < 4 &VC-otix£t&KfcB$jffltAMfr < ft ,&„

£ © [ l t t ^ . | > f t £ M $ i £ ; f t l K K i R & o T ^ & ; S > i b , 4 L-Mtf l© 1 / 2 Lri» 120 0°CK: I L 4 * o f c i t h H * i i t t 1 / 2 £ ft £*» fe|g| t t t jMK 6 0 m:' © § ^ - C W r - t f t Ht I ^

£ £ K f t &a

4>L, Dtf&I^M* 1 5 frmiKt% SltilrXmwmUI&ti 1400'cJil h i ft i> , *&%.&©'« I4#^ff i 1400°Ci J i i : £^ S f i l i ^ S L f t ^ o 4.2 ISIrt§glW-c©*^fi:gttl

ZryiSafl^lÔRlt.ftiKERMioBi'^tÂ. 21. 2 0(t;jr?\ RISi&ffitt 4.1 IWpBSIO 0 0 0 "C JiU=©Kr5;*s£i:fc & © £ # £ . 1 0 0 0 - 1 6 O O W t i Lfco KJSatt%S«fl.E©*8Mt;

© 111 -C fix 4) KlScil^ 140 Of , 2 50 0 ®ffi&Lft t •ttlftftMOWMtX' fam © 5 1)®*, F*3 fl-BSOS'fbrisjgofcft fctf $/?© 10 0% 2)JiZtGL/c£ ifcft &o comxii-f &&.&&.[& ftfcltSgU &A. 2 1 . 3 m^bBPtômihMS t7km%'£.aWt%-®.2> Z.tvHzha %, A. 21 . 3mi/±')®MW-<oMtiiM-Z kF-kftZr-taH'Ctti-ZKfcSzi'-iV-Zvt £ ©zk3ft3g£

ft<t©0l#*Â. 21 . 2 El-eî&fc^ffiîôRfSfl:*" ? > - * £ Lx^-t0 ft*-, •£ © £ £ ©*3i%£i:#*&$#?!§#$©fflS&KffiMj •?-.&;<>» *(H]B$K^LT4>ô L f e # o t , ggA . 21 . 2 l - C E E l 5 0?^ i l i S L f e i I , Ktbig-g^*!) lmft f>, ffiZrlttl 3® £ ft J) , * ^ 5 l * * / * s 1 20 Ora3 ( S T P ) , •ZLXfamftStt-m® 2 ® K IB S "t •& t i # I

(T&ffi)

- 1 0 6 -

JAERI -M 8373

燃料棒露出高さと発生水素量の関係を第 A.21.3図に示す。

4. 結果

4. 1 圧力容器内での水素盆算出

反応温度を 22000F(1204"C)， 25500F( 1399"C)， 27000F( 1482"C)，2900

OF ( 1 59 3"C)の 4クースを選ぴ，反応時間 1200秒(20分)までの反応Zr量bよび水素

:fJ:( 284"C， 70kg/cm2・g)を第 A.21.1図K示す。念品、図中の反応、Zd量は外面のみの酸化

であれば左側，内外両国酸化(但し，内函も外面と問}酸化)であれば右側の各縦車砲を読む

ものとする。

圧力容器内でのポイド発生は 30m3vc達したという報告もあ 9.破損燃料棒から放出され

たヘリウムガス，水の放射性分解κよる水素発生，そして Zrー水反応からの水素発生が寄与

していると思われる。 Hcガス(試算 10m3).放射線分解などは各々の箇所を参照し，各々

の寄与分を主主し引いた残PがZr-水反応、による水素発生であるが，以下説明の都合上 30m3

という値を用いる。

図から 30m3( 2 8 4 "C， I 0 kg / cm2 • g )の水素先生鐘が見込まれるのは全炉心の被覆管

外阪のみが 1200"c.約 11 ~子酸化された場合，もし内外面ともなら約 5.5 分と怠る。また，

30m3の水素発生をまかなうためには Zrは 11. 5 %の反応を起さなければならない ζ と VC~

9.酸化温度が高〈なる Kつれて当然反応時聞は短か〈なる。

乙の図は炉心内全燃料棒を対象に取扱っているから，もし燃料俸の 1/2しか 1200"cに

達しなかったとすれば水素量は 1/ 2となるから図では逆VC60 m"の目盛で判断すればよい

ことに在る。

もし，反応時聞を 15分粍!江と考えれば燃料棒温度は 1400"C以上とな 9，事故発表の燃

料勝温度 1400"C以上という値と矛盾しない。

4.2 格納容器内での水素量算出

Zry被援肉!字の反応量と反応、時間との関係を第A.21. 2図K示す。反応温度は 4.1同様に1000"C

以上の反応が生じたものと考え， 1000-1600"Cまでとした。反応量は被援外面のみ酸化

の場合は左側，被横内外面iが同一般化した場合はお側の各々目盛を読み取る ζ とにするo こ

の図で仮りに被覆が 1400"C，2500秒滞在したとすれば外面の酸化で肉l字の 50 9誌が，内

外面の酸化が起ったならば肉l事の 10096が反応したこと Kなる o ζ の図でまず被覆の反応

量を:推定し，第A.21. 3図から燃料棒の鼠出高さと水素発生量を読み取ること κ念る o 第

A.21.3図は燃料棒の総出高さと炉心内 Zr全量に対する反応最bよびそのときの水素発生

震との関係、を第 A.21 . 2図で求めた被覆肉j亨の反応量をパラメ -pとして示す。な:1>'，そ

のときの水素発生量が絡納容穏体績の何96VC相当するかも同時に示してある。したがって，

第 A. 21 . 2図で反応量 50%と推定したとき，露出高さが約 1m左ら，反応 Zr量は 139届

と念 9，水素発生量が 1200m3(STP)，そして格納容器体積の 296 VC相当する乙とが読

み取れる。

(古田)

-106-

JAERI-M 8 37 3

A. 21 . 1 gt List of hydrogen generation calculation

( 1 ( 2 ( 3

( 4 ( 5 ( 6 ( 7 ( 8 ( 9 ( 10 ) ( 11 )

( 12 ) ( 13 ) ( 14 )

Atomic weight of Zr : 91.22 3 Density of Zr : 6.50 g/cm

Dimension of Zry cladding tube : 70.92°' ", 9.57 ' ", 0.67 (mm) 3889Lmm

Weight of unit length : 1.40 g/cm ( Zry cladding tube ) No. of assembly ( TMI-2 ) : 177 No. of fuel rod ( assembly ) : 208 Total No. of fuel rod ( core ) : 36816 Weight of Zry ( one fuel rod ) : 544.5 kg Weight of Zry ( core ) : 20.0 ton

-1 3 Hydrogen generation : 4.9 x 10 m / 1 kg Zr Weight of Zry & Hydrogen generation ( 1 cm/total fuel rod )

51.5 kg, 25.4 m° 5.7 g/ciri ( at 20 C )

3 Density of Zr0 2 : Volume of containment : 59,583 m° Reaction rate of Zr - steam reaction :

w 2 = k exp(-Q/RT) t , R: gas constant ( 1.986 cal deg" mole" )

B 45.5 4.12

JAERI 40.7 0.468

0RNL 39.9 0.362

( kcal/mole ) 2 4 ( g /cm sec )

( 15 ) Weight of Zry cladding tube ( unit area ) 6.5 x 10'Vcm2

( lum in thickness )

( 16 ) ( 17 )

Weight gain of Oxygen i'n ( 15 ) •: 2.29 x 10" 4 g/cm2

Weight gain, of Oxygen in tube thickness : 0.153 g/cm2

107-

JAERI-M 8373

A. 21. 1表

List of hydrogen generation ca1cu1ation

( 1 ) Atomic weight of Zr 91.22

(2}Densf ty Of Zr :6.509/cm3

( 3) Dimension of Zry c1adding tube 10.920 . D ' ， 9.57 1 • D ・， 0.67t{m)

3889Lmm

( 4) ~!eight of unit 1ength 1.40 g/cm (Zry c1adding tube )

( 5) No. of assembly (TMI・2) 177

( 6) No. of fuel rod (assemb1y) 208

( 7) Tota1 No. of fue1 rod ( core ) 36816

( 8) ~/eight of Zry (one fue1 rod ) 544.5 kg

( 9) Weight of Zry (core) 20.0 ton

・13( 10) Hydrogen g~neration 4.9 x 10-' m~/ 1 kg Zr

( 11 ) Weight of Zry & Hydrogen generation (lcm/tota1 fue1 rod )

51.5K9， 25.4m3 内。

( 12) Density of Zr02 5.7 g/cm

J (at 20 C )

( 13) Vo1ume of containment 59，583 m3

( 14) Reaction rate of Zr -steam reaction

w2

= k exp(・Q/RT)t， R: gas constant ( 1.986 ca1 deg・1mo1e

・1

B -J JAERI

45.5 40.7 39.9 ( kca1/mo1e )

4.12 0.468 0.362 ( l/cm4sec )

( 15 ) I~eight of Zry cladding tube ( unit area ) : 6.5 x 10ニヰg/cm

2

( 1μm in thickness )

( 16) Weight gain of Oxygen. in (15) ・ 2.29x 10・4g/cm2

( 17) ~!eight gain. of Oxygen in tube thickness 0.153 g/~m2

一107-

JAE

RI-M

8 37 3

( % )

(jauui Ja^no)

paiaeay

c o T3

-\

\ 1

'I ^

\ \

\ 'l

tu \

\ \

J 1

.mol

V \

\ \

' I ^

Cfi \

\ \

1 I

* c^

\ \

\ 1 1

ooi-t \

\ V

t 1

H

^r

t \

\ \

. \

QS X

O

\ \

I '

1 ^

O

\ \

\ 1

\ o

v~'

\ \

\ 1

o V—

' \

\ 1

1 r~-

*•* •—•

\ \

\ 1

G

a c \

\ \

\ -

•H m

u \

\ \

1 _

1 ret -P

<L> \

\ \

| O

i W

1/) \

\ \

\ D

-c

\ \

\ 1

X +->

o ^

\ \

\ 0) -C

U

\

\ \

I O

0 0>

\ \

\ I

oo • M

t/1 g \

\ \

1 -3

CM

(%)

XL rn patpsaycvi

(ûio/6>|0Z '3^82

f uoLêjauab

uaticup/fn

-10

8-

)

-E

可E40

m

l

、lJOhu

ρν

t

n・d

-e・

、IJn記、，I

TAVda

Rxc

，/O

ハur

目、

nurt、

7'*L1J

ハUnunu

4iac

-

免

M+LOLV

，t

、ohURb角

b

o‘

n

x

t

o

r

、

eh日C

。炉

e

gism

6ea--

nuywobt

nu--

=wRt

勺''-

、E

70

60

1S6

o

o

n

U

F十

L

u

n

u

・

3白¥Eoh，U1田N

L『

KF回MHH'冨∞

ω叶帥

(

日

)

nu

nU

T--

40ゐ

てコ<IJ ...， u

20 ~ ιニこ

~ QJ <:

80三

<d

忌-

EO ~ s

)

trFし

。。nU吋/』

ハU06

守，

AUマ

司〆-旬Eムf

50

40

n

u

n

U

3百由門戸

U咽由

E2

，

• nu

--AU

''J

話会

~ r、」

M E

112

E D .~ ...， ~ 84 <IJ E <IJ ロ

rc FqM

E由

UDL官、

4Z

28

!日。∞!

0

1200 1000 900 800 700

( sec )

600 500

time

400

Reacted

300 200 100

。。。1100

generation hydrogen and Zr reac1:ed of

data

Estimation

JAERI 'S by

第 A.21.1図

53 oo

S 90 CD c *5 80 . c * J

70

.S 60

s. 50 rî

1 40 -o

o 0)

<s> o 30 1 tD

<D ^ 20

10

0 1 Oh 15h20h 1 0

> H W

Reacted time

EA. 2 1 . 2 S3 Estimation of reacted Zr in thickness iT the oxidation at the inner surface occurs,

see to the right.

』kp回何回'冨∞回4日

(

日

目

)

(

2

u

F

同

E

F

)

的

問

由

EUFZ判

E

F

L

N

古

川

凶

U

U岡

山

江

+」)

Ta nk

，，， nu nu

マJnu

n斗(

nv v《ロ匂。oro

m斗-

nu --内〆L

，

hv

三]00

'" 90 Q)

E

"'e 80 ..c::: +-'

70

100

80

40

20

FU

Fhd nu --n

nU

、r-hH

phJU

1

60

)

-e

-nu m

-nwd o』

AU

)

1

nu

n〆』「しM

nu

，l、

，f、品

し

n

H

n

H

・1

8

2

u

&

し

内u

d

F

3

nH

&

L

n

u

ι

H

P

、

qd

-噌

E

P

3

e

a

M

9

•••• J

l

h

v

F

。1600 C

t time (sec) '" 60

， 50 ト吋

40 ーロ山

ぢ30

'" <lJ "" 20

1 0

lHOUi

10h 5h 104

1

1

1

、。nU

-nH ・1m

nU

1

内/』

nU

1

( sec ) time Reacted

thickncss ln Zr reacteu 。fEstimation 第 A.21.2図

if the oxidation at thc inncr 5urface occurs，

see to the right.

JAERI-M 8 37 3

hydrogen genegation : 4.9 x 10 m / l kg IT

3.5 (905'.)

4.0 (100S)

Dry height of fuel rod ( m

5 A . 2 1 . 3 I H r s t imat ion of livdroqcn » c n e r a t i o n

- 1 1 0 -

JAERI -M B 37 3

20 (100)

10.3 (51.5

5.2 (25.8

2.6 (12. 9~ 10

E

』口 0. 口ーμ ←ー

υ3 +-> . .<: .. 戸、口、ト、J に=

.~

QJ ~ 巳

0.6 QJ 口、

(3.2) 。」

てコ〉、:r:

0.2 (1.0

0.13 (O.C:'

-1 3 hydroqen genegation 4.9 x 10-'m~/1 kg Zr

rnu

1

0o ，

ro

句、以

内ヒhu--

HU

+'uJU

nu

vdr

pE

句

rι

、，ιロ」

m

u

c

c

t

，，， q-司

13u

nuU&'』

A

“nu

・

φL

-

r?

・

:

o

t

r

h

H

O

、

内

uwahυ

・1

刊

。、

Hu

bhド

nH

o L101 O (0)

0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 4.0 (13' ) (25.7) (39.6i) (51.4':) (64.31) (77 .17) (90~'.) (100%)

Ory height of fue1 rod ( JT1 )

第 A.2 1. 3 図 r~tilllntion of hy.tl rog cn 日cncration

-110ー

JAERI-M 8 37 3

A . 2 2 foUmnc £ Z>*m#*±l

1 . 1 & T M I ©#&8?#fK*>l<">-t, ^ * - * t t i S g & i f t t ^ g § ^ ; f e m L t * S t # ' * © £ / £ l c S ^ L £

^ t L t m j . ^-poî!ifc-ett^#ô^:as^«!:-e©fib©FP<o—gst±-t©fi-^*fc@t

2. (5 $g (i) F P , A c t i n i d e ^ © r J$K £ &&M ii * £ $ tt T M 1 OffiffifcZ-tQ* t it^-f & o (ii) #>!fÔ — f t ^ K * > t t S # i ! l * s ^ ? > ^ T ? 4 ^ 0 T ? , F P O 1 0 ~ 1 5 % # — ft^KSW

U -? :©/3«8-*5 i6^zkH^J68K:«^Lfe t^*„

(Hi) fiffex. Â-^-ld^-ÔAMeV t L, * © 1 0 0® #**> Jt J>*7)C^K:R<K3tt..&i©

Ov) a«5<f ^ ^ ^ ^ i T - ^ i f e M s ^ - J : 0-M?iL^:©gtWtgW:Way A W i g n e r ©iSecftCS 4)© t

(v) -?!Ufctt*&&3ii$fiflwtf6i$H©H^fc*-tf&i&i o flfi8*ir< i*8t#tf;ic&-^

M » # ^ ^ K ^ ^ ^ 7 X * * ' ^ © a * t M ^ f i ! c * Q ( H 2 ) ( f l -^gfe/ l 00 eV )ttffl£8£fi8* ( G ^ =0.4 5 ) C 4 S <fc L, Wat#4U»4£"£&$»©ff ie-&;*s j i t r©-e . G ( H 2 ) = 0 t

W A ^ ^ ^ - P I C J : * * # ^ J * * f e J S © Q ^ I l t t * © - t i x r c i f c ' ^ - c ^ ' 3 ^ < t 3 n t ^ & # , £

£ t t t * i | B l C Q H 2 I ( = 0.45 ) Z&m-tZo

3. ft M (i) Core ^ O f t W t g

A ( Ci ) = 1.9 8 X 2,7 72 X 1 0 6 X 0.9 8 { t" 0- 2 - ( T + I T 0 - 2 j (1)

(ii) ^ i s ^ * * - * ' -

E^ ( eV/ sec ) = 3.7 x 1 0 1 0 A X 0.1 x 0.4 x 1 0 6 (2)

On) j fcn#*±$;*

22.4 X10" 3 Qf ' r ( E / 3 + E r ) Q ( mVsec ) = ^ (3)

6.0 3 x 1 0 2 3 X 1 0 0

— 111 —

JAERI-M 8373

A.22 放射線による水素ガス生成

1.目的

TMlの事故解析にbいて，希ガスは直接格納容器へ放出して水素ガスの生成に寄与しな

いとしている。今回の事故では希ガスの大部分とその他の FPの一部はそのまま一次系K留ま

っている。乙 ζでは，以上の観点から放射線による水素ガス生成を検討する。

2. 仮定

(i) FP，Actinide 等の r線による水素ガス生成は TMIの解析{直をそのまま使用する。

(ii) 希ガスの一次系 K:lo'ける挙動が明らかでないので FPの 10-15%が一次系K放出

し，その戸線が直接水素生成K寄与したとする。

(iii) β線エネルギーは平均 0.4MeVとし，その 10 09留が水b よび水蒸気に吸収されるもの

とする o

ov) 運転中に貯積される放射能なよび停止後の放射能はWay& Wignerの式 K従うものと

する。

(v) .一次系は事故後 3時間b よび 6時間の時点 K砕ける数 10分間を除くと沸騰状影、Kあっ

たと考えられる。 ζ の状態は事故発生から saKよる冷却が実施された 16時間時まで継

続していたとする。

帥沸騰状態にかける水素ガスの放射線生成率a(H2) (:分子数/100eV )は初期生成率

( Of担=0.45)になるとし，沸臓がない場合生成物の再結合が進むので， 0 (H2)= 0 と

する。

4'i~ 水蒸気分解Kよる水素ガス生成の G均値は水のそれK比べて小さいとされているが，こ

こでは水と同じ OH2値 (= 0.45 )を使用する。

3. 計算

(i) Core中の放射能

A ( C i ) = 1. 9 8 x 2，7 7 2 x 1 06 X 0.9 8 { t -0.2 - ( T + t r 0.2 } ..……(1)

(jj) β線エネルギー

Es ( eV / sec ) = 3.7 x 1 010 A X 0.1 X 0.4 X 1 06 …….....・H ・・ H ・H ・..… (2)

(iij) 水素ガス生成率

内 22.4X 1 0-30e_，T ( Es + ET ) Q ( mO /sec )吋……...・H ・..…...・H ・H ・H ・-・ (3)

6.0 3 X 1 023 X 1 0 0

-111-

JAEBI-M 8 37 3

4. $\m&$m (i) W^FttiU : 27 7 2MWt

0 l ) * * & « G « ' ^ ^ ( H , # ? $ / 1 0 0eV)

Q H = 0 . 4 5 ( 0 < t < 1 6 h )

0 ( t ^ l 6 h ) ; S QtvM

(iii) T * • # K B IS:; 6 . 0 2 x 1 0 "

(jv) l *->!-£>zksM*®Hi : 22.4 x i o " 3 m 3 / * *

5. #n S

* & & © a a ( day )

0 ( 0 . 0 0 0 7 ) 1 2 3 5 7 10

Co re if" <0 £ ft St

18 ( Ci )

2.1

X 1 0 1 0

3.2

X 1 0 9

2.5

X 1 O 9

2

X 1 0 9

1.7

X 1 0 9

1.4

X 1 0 9

1.2

X 1 0 9

(tMffixo.i )© /3 i i§K. t&H2 £ $ $

( m 3 / s e c )

5.2

X 1 0~ 3

7.9

X 1 Q-"

6.2

x 1 0" 4

5.2

X 1 0~"

4.2

X 1 0~ 4

3.5

X 1 0~ 4

3.0

x i o" 4

<55E(VU iJ , 0.6 7 B ( 1 6B$PH1 ) BkLn<07km#x±l8.%lr± " 3 T KHZ,* i A . 2 2 . i l t t . h.&<o^^t T M i © rBvc J: a S W T ^ i f l f - t f T , * H # * £ j K f l :

fet±©ife^z)' ib &© £ £ #§B <brt> T& & 0

© £ ; f e t t iBgK:J :&*5M*£/£ : t t t f l 5* 2 3 0 ~ 2 8 0 m 3 £ t t ! e 3 f t , t © l : t t 0.4-0.5

lô

7 C * )

112-

JAERI-M 8373

4. 引用数字等

(i) 原子炉出力 277 2MWt •

放射線による I G ，，_ = 0.4 5 ( 0 < tく 16h);沸勝状態(jj) ~ ~~ ~:: ~ : G s. r (馬)= ~ 均一

水素生成G値 l

(H2 分子数/10 0 eV ) 0 ( t ;三16h):SG冷却

(jij) アポガド回数 6.03XI023

Qv) 1モノレの水素ガス容積 22.4x 1 0-3m3/モル

5. 結果

(1)式と (3)式の β線寄与の計算結果は次表で示される。

事故後の日数。2 3 5 7 j 0

( day ) (0.0007 )

Core中の全放射 2.1 3.2 2.5 2 1.7 1.4 1.2

官E ( C i ) X 1 010 X 1 09 X 1 09 X 1 09 X 1 09 X 109 X 1 09

(金放射能XO. 1 )の 5.2 7.9 6.2 5.2 4.2 3.5 3.0 戸線による H2生成率

X 1 0-3 X 1 0-4 入 10-4 X 1 0-4 x 1 0-4 X 1 0-4 X 1 0-4

(m3/sec)

仮定(ゅより. 0.67日( 1 6時間)目以降の水素ガス生成準は"零..VLなる。

第 A.22 . 1図は，ヒJえの結果と TMIの r線による解析結果を併せて，水素ガス生成量

と時聞の関係を示したものである戸との図Kはr線 (TMI解析値)による生成量も併せて

示した。

以上の結果から次のととが明らかである。

① FP1596の戸線Kよる水素ガス生成量は全r線tてよゐ生成量とほぼ同じである。

② 全放射線Kよる水素ガス生成量は高々 230-2 80m3と推定され，との量は 0.4-0.5

必格納容器濃度K相当する。

③ 放射線Kよって生成する水素ガスの濃度は事故後の時間経過K対て除々 Kしか増え念

い。

(成富，元木)

-112-

JAERI-M 8 37 3 ,)

2000 r

1000-

2.0

700

5 0 0 -

r ( T M i m m t ) 1.0

300 , . — " j) (core inventory X 0. 15 ) 4 r

E»

jS (core inventory X 0. 1 0 )-f j

0.7

0.5

0 . : i \

/* / /^v 0 (r.ore inventory X 0. 1 5 ) / /

/3 (core inventory X 0. 1 )

C o r e * f t * r t g ( C i ) = 5 . 4 X 1 0 ' ( t - ° - 2 - ( T 4 t ) - ° 2 }

T ; E^î te as (= 8 o a ) t iS^ 'F^l tmCBSt

= G H 2 = 0 . 4 5 ( 0 < t < 0 . 6 7 ) ( t > 0 )

E ^ = 0.4MeV

G( - > { : : •

J 1 1 L J L

m

0.1

10

« & & © ! $ H ( d a y )

I A. 2 2 . 1 m£Z>fr%$x£f£

-113-

J JAERI-M 8373

2000

3.0

1.0

2.0

0.7

--_---;'l (core in.-entory XO.15) + r

1000

700

500

0.5

( 。0.:，¥

b )

悩

<< E出品bs 緯

0.1

戸(core inventoryXO.10)+r

(

円

円

ト

凶

.

町

田

)

制咽

H.hk燃

料

j

q& 。)

&b

十中

a(

2

AU

)

t

nU

9

(

nu

能

1

射

X

放

4

中

E

H

=

で

o

ζ

じ

こ

'f;原子斜里転日数(=8 0日)

原子炉停止後の日数

r =G日フ =0.45(O<t<0.67) G(H? H ・

ゐ l=O (t>O)

E，8=O目 4MeV

10 9 8 7 6 5 4 3 2 。(day)

放射総κよる水素ガス生成

-113-

事故後の時間

第 A.22.1図

JAERI-M 8 37 3

A . 2 S & * f l & g s © E # £ f b

1. i #9 •ftissife* J> i OB#PBI& (teto'&m*• 7»4 ft® ) &t - c © ^ ^ ^ f i © E ^ ^ t t , # &

f& feJ: *? 5 i $ | i f l 3 ^ © & i | f t ^ g # E ( c S L f c * * A ' ¥ - : S f c 8 i # - f &<>

2. is m

©E^J^- fbt tJPEf lJ iL^©5f lEf l i^ 'g lc^^4M#4 4» c t ^ J l i f t t J * * . , SPEfl a t - ^ res t ^© t = 3.8 u$w ( t tt*s&:3i£&©gi!i$&g ) * « ' t = 5^r4«cti-iaij-5*i!fc S.t)t * § f ) f t 4 # E 2 S 0 . 0 2 1 p s i / m i n 4 i D E S i i L . # M S f ^ © # E S S i L T , &j&*3

$^©E>3^t*J iJ£- f -6o i i L , flPEg§^L#Sfiifc.B#Ktt, * & ^ ^ f l © E t l ^ ^ t t ^ ^ i

* Tfc, t = 3.8 ^ H K f r t J J R C ^ i y f ^ ^ o E J ^ ' M ^B#rcfeff i :#i§©E2j# l ps ig frb 3 ps ig vc±ftL±&fc-=>^Xki, R.c.fx-yif-fy9 t&Zft^m®'%m&W>t> xm&tfrb, Pa#©B8at t#K*S^4>©i#^ . -So - tL -C , teîsE*© 1 psig * ?> 3 psig ^ o i ^ i i E M o t t S S i t f i , ^ I r t ^ f l E ^ t t ^ & f l S t |B)B#K«S* tc±ft L, t = 3.8 B$PB1T3 ps ig KHIJ:ILTI/>7fc£(5^-t&o

3. f t & 3.1 I S ^ ^ ^ © E ^ ^ - f t

»PEi§;§L#i) ;&l$©*&tf t^ lS©E#3Mktt f t :£^XfciStf .<2> %<Dt-th0

P = a ( t - t 0 ) + P„

P = M £ f § © E # p 0 = « F ^ t 0 f c * ' W - S E A t 0 = * * © B p ^

a =JPEf lSL: f rB f l feB#©#E«S = 0.0 2 1 ps i /m in

J p E f f f a L - # « i t K F t t f e ^ # f l © E ^ ^ t t t * i ^ i f f l i t i . Sp-b d P / d t = 0

3.2 »&3S£J : jj 5 ^ r B 1 4 r © * & | f i # f § © # E ^ S U f e ^ * ^ ¥ - i

- 1 1 4 -

JAERI-M 8373

A.23 格納容器の圧力変化

1. 目的

事故発生よfJ1 0時間後(格納容器スプレイ作動)位までの格納容器の圧力変化と，事故

発生よfJ5時閉までの格納容器昇圧に要したエネルギー量を推算する。

Z 仮定

現状では，格納容器内への放出エネルギー量を長時間にわたって評価する事は困難である。

従って，熱収支よ b絡納器内の圧力を評価する事は無理である。しかし念がら，格納容器内

の圧力変化は加圧器逃し弁の開閉と非常陀密接念関係、をもっているはずであるから，加圧器

逃し弁開放時の t= 3.8時間( tは事故発生後の経過時間)$>よび 5時聞に計測された

圧力ょ b得られる昇圧速度 0.021psi/minを加圧器逃し弁開放時の昇圧速度として，格納

容器の圧力変化を推定する。但し，方日圧器逃し弁閉止時κは，格納容器の圧力変化は無いも

のとする。

また. t = 3.8時間 vc$>ける R.C.クエンテタンクの圧力スパイク時に格納容器の圧力が 1

psigから 3psigVC.1:昇した点については. R.C.タエンテタ y クと格納容器の容積が極め

て異る事から，両者の関連は特に無いものと考える。そして，絡納容器圧力の psigから

3 ps igへの上昇は圧力計の計器誤差と考え，絡納容器圧力は事故発生と同時K徐々に上昇

し. t = 3.8時間で 3ps ig vc到達していたと仮定する。

3. 計算

3. 1 格納容器の圧力変化

加圧器逃し弁開放時の絡納容器の圧力変化は次式で表わされるものとする。

P = a ( t -to )十 Po

ここで

P=格納容器の圧力

Po=時間 tovc辛子ける圧力

色。=基準の時間

a=加圧器逃し弁開放時の昇圧速度

= 0.021 ps i /min

加圧器逃し弁閉止時は絡納容器の圧力変化は無いものとする。即ち

dP/dt = 0

3.2 事故発生工!:J5時閉までの格納容器の昇圧に要したエネルギー量

格納容器気相部へ供給される水蒸気の質量速度は

m=VX手 X r. Cj

-114-

JAERI-M 8 37 3

V = 2.1 6 X 1 (f f t 3 1 1 X 1 0 4m 3

Yi=%tm,%m<D®mE.ii (±%E. ) = i 4 . 7 P B i r s = * ^ a © i t a f t = 0 . 1 0 4 k g / m 3 '

e = m X h" Z.CC

h " = 7 k ^ S t © * ^ $ ^ f - = 6 2 1.23 kcal / k g ' I)

iL^m) M 5 h f = m X 4.3 Chr J ( K )

E 5 h r = e X 4 ' 3 i : h r : ) ( * * A < = ? - )

4. m&&m 4. 1 ^ ^ ^ | g © E S ^ f t

H A . 23 . 1 l ( C * t . H t ^ t t l & l r t ^ l f f ^ 7 ' lM ©J&SUttf-ttTJFLfco 4.2 mtk'&Q.Z J> 5B#Fifl-4 - ? © . f e | f l § f | © # E K S L 7 t i * ^ + - -

# y & 3 f t £ * ? f « , © « : t t i i g = 5 45 k g / h r x * ;f =? - © #y& iljg = 3.39 X l 0 s kcal / h r * S c ^ 5 ^ r B 1 t - C © * ^ a t t ^ f t © « g f l t = 2.34 ton

:5B#rFfl* - C © 1 * ^ * ' - t t i ^ f f l © i | f t ^ ( l = 1.4 6X 1 0 6 k c a l

( a * , m m )

1) m&%&&5B$fflt?0:iF-i%t£)%mkL-i:, ~-psig = 0.1 6a tg ( 5 5 C K * t E ) (Ci-H6fiI£fflH>to

- 115 -

JAERI-M 8313

ζ こで

v=絡納容器体積=2.1 6 X 1 06 ft 3 = 1 1 X 1 04皿3

Pi=格納容器の初期圧力(大気圧 )=14.7psi

rs =水蒸気の比重量=0.104kE/m3』〉

格納容器気相部へのエネルギーの供給速度 eは

e =m x h'/

ζ とで

h'l=水蒸気のエンタルビー =621.23kca l/kg l}

事故後 5時閉までの積算値は. (そのうち 0.7時間は加圧器逃し弁閉 j

Ms hr = m X 4. 3 (h r J

EShr = e X 4.3 (h r)

4. 計算結果

4. 1 格納容器の圧力変化

(質量)

(エネルギー)

第 A.23. 1図に示ナ。図中vcは格納容器λ プ l〆イの効果も併せて示した。

4.2 事故発生よ !J5時間までの絡納容器の昇圧に要したエネルギー

供給される水蒸気の質量速度=5 45 l<g ./hr

エネルギーの供給速度=3.39 X 1 OS kc a 1 ./ h r

事故後 5時間までの水蒸気供給量の積算値=2. 3 4 t on

事故後 5時間までのエネルギー供給量の積算値=1.46XI06kcal

(回中，藤城)

4.5 1) 事故発生後 5時間までの平均的な値としτ.:.-ps i g = O. 1 6 a t g ( 5 5 t:: K対応)になける値を用いた。

2

-115--

JAE

RI-M

8 37 3

• JS e S

<\_.

jg

jg •e

31

jaj

<\ ^

M

w

v .s

« 8

'(. •P

•R

K

W

W

C

as SIS

8f *\

rrt \ \

- ^<-

<- «

-

•R

U

C «\ x "*» .\ H

6 03 '6

tt

-ih-

U

-11

6-

開?

l 開 ;関加圧怨逃し弁寸

28

↑ 格納容鍔スプレイ

2分間作動

(' 5000gal 注入)

格納容器尽力実測値

格納容器圧力推定値

一一①ー一

30トー

格納容器内スパイク値↑ (国

Hm島

) R. C.fIエyチjZ:/fI内;;r.......:イク依

』』V回初回

s冨田ω4M

千ミ出.g: 突入

λ 眠時、入H 司、

υ 白db .y .(lj

締

建10f--

~

20トー

...... 干'

1MMmwl

( 7.・6.)¥----

---- .......- )2min (4.5) __戸〆〆(7.2) .... .u

J ____

ーよ同

4.5

」5

経過時間(hr)

絡納容器会よび R.C.クエンチタンク内圧力

よ

3

。1

第 A.23 . 1図

(2) (2)一'，戸/一一-----一'づ-.::---

圭士ヨョ::zo 戸

JAERI-M 8 37 3

A. 24 * J a *.'•

1 . 1 65

8 5 H W ' * ' o t ^ i l , M ; # f § F * 3 © * s j t # * l » g © # # f (1}7.9 <*^ Y JTy? 4 ) (CI A 4 . Sii£"£-gs©fF*lK J: J> 0 .5v /o /da j O K t * S * ^ « a 3 * l T H f e . ffifg£-gs© fPtb&. 9 H I K » I n - « i i f i i ( t i 3??*£-g-fSîft(SSL7fe;tfs;ft2 B*IJlL;fe©*>SF fFS>3-£7fco t t - C t t , T M I © * ^ * ' ^ S ^ - g - t s © t g * i - ^ t e ^ F © ^ l f i ^ l l R © * ^ ^ ^ « K © ^ f t f t « i m - t * o

2. (S i t

a) ^ l f t f f g l W © * ^ « i - & t t j S i 6 t £ < * * * ' ^ t t i 4 l — K l ^ L t l ^ i . b) S^-&?s©tS, f t« i i lS l l : t t 2m 3 /min T * S t A" * jg-&© # | $ t t 9 5 % 4 5 f ; i £o c) SfS-^ i f f^ fP i lc t -a-Sr© 5 B K K M # ^ i S M f f l $ S M T 2 . 0 v / o K 3 L , * ©

^ f f ^ - & § i 5 i s ^ S j L f e * : ^ T r 5 (>K 1.0 v / o / w e e k © £ K t ^ a l i :» * #3S£ L*. 4 #A. 4 ( H A . 2 4 . I I f ©(A)#H )

<%, M V ( m 3 ) © fiKQ( v /o /min )©

^gSft-T?*gc©i2JfflKy 0 ( v /o) ©7kJM*<as5t£L, * *> *«£ fi-?;!k*©5S3L#SHA-t^£ 4 # ; L * = ff *£•&!§© S i , f t * S i t » t t

a ( mVmin ) T £ *> , * * * £ £ © :©$. 4 ? H i t i . feU^ ISP3 ©*sft # * ffiffi© mit i * t o & o

Vdy = V Q d r - a y d r + a ( 1—J? ) y d r (1)

( 1 - f ) a

( l « * r = 0 , y = y0 ©WSB&tftflWH: S S P i o A l i S ^ i l j I v A ) tt&sS©

y 0

e QV a"? ( 1 v (2)

- 1 1 7 -

JAERI -M 8373

A.24 水素ガス再結合器の能力

1.目的

TMIの水素ガス再結合器は 2遂の原子炉兼用の触媒型再結合器であ P.絡納容器外K

オプションで設置する構造となっている。したがって今回の事故の場合，その取付けκ事故

後 5日聞かかっている。格納容器内の水素ガス濃度の分析(ガスクロマトグラフィ)による

と，再結合器の作動によ 90.5 v/o/day の速度で水素ガスが処理されていた。再結合器の

作動後 9 日 13~ 触媒ヒ -:fl. の焼き切れによ D 再結合器が故障したが約 2 日経過したのち再

作動させた。とこでは. TM 1の水素ガス再結合器の能力と事故時の格納容器内の水素ガス

機度の変化を推算する。

2. 仮定

計算の前提となった仮定を以下に示す。

a) 絡納容器内のガス混合は様めてよく水素ガスは均一に混合している D

b) 再結合器の気体処廻流量は 2m3/minで水素ガス結合の効率は 95 9揺と考える。

c) 再結合器が作動寸るまでの 5日聞に水素ガス濃度は絡納容器内で 2.0v/。に達し，その

後再結合器が稼動 Lた条件下でさらに 1.0v/o/weekの速度で水素ガスが発生したと考え

る(第A.24. 1図中のω参照)

a 計算方法

今，体積 V(m3) の格納容器内で事故の初期に Yo(v/o)の水素ガスが発生し，左辛子連続

的~Q ( v/o/min)の速度で水素の発生が続いていると考える。再結合器の気体処理流量は

a (m3 /min )であ 9.水素結合の効率を司(ー)とする。格納容

y 器内の水素ガ 1 濃度の変化を求める。

絡納容器内の水素ガス~対する物質収支は

a

首Vdy =VQd， ---ayd，十 a( 1一司)yd， (1)

(1)式を τ=0. Y = yoの初期条件で解けば械納容器内の水素ガス濃度 y(v/o) は次式の

通 bである。

盟

ve

----V一帯

Q

一a十

叫す

e

o

y

一一"'d (2)

-117ー

JAERI-M 8 37 3

V = 5 9,6 0 Om3

a = 2.0m 3/min y 0 = 2.0 v /o Q = 1.0 v / o / w e e k V = 0.9 5

5. $a S

A. 24. l i f t , m^^f§ l^€ i*^^^«S**3! lS i f e^ l lC i^ !B)^ l^^* tLTÛ/c* .©T-* -So ®*(A)tt, * ^ ^ ^ © 3 6 ^ 4 ^ L 7 t % © - C , •»:*?,ff^-a-glfFSi-i-C© 5 BRUlc 2.0 v/o © ^ S S & f t , -t"©^ 1.0 v/o/week©3IS-C7k^*'^©5S*feîK^t^-J> i<5^- t h. C<Dl$ 4^f^T-C7k^^^;Hie^fl*îi)L.^*i-&©felft$^P3©7kS*-^«ffi«r(B) r*-to *^©^^5ife*<ssufc4i^Ktt. m&&i *nmMLite$&x*7)<.mmi&&Wi.'j> ©A-ftrcfoSo E l ' t ' d t t , * i # ^ O t ! I I i t 4 2 . 0 v / o i L , - ? : © ^ © i i J n % i / i s * l ^ ^ £ - © * s i l # * © $ « ; S a £ ^ - * - ° £©^£ - (C t t *#§ # * © $ « ¥ $ » § « : 1 5 B t $ J „ H i t (Ott, T M I -esipjLfc ( ^ ^ ^ ° - v h ^ 7 7 ^ ) felft§?ira©*«igS*^Lfeo (0-©

&mM^mMiitm-ttiid, ft£££*sunt © f e t t l e -t-©^*. T M H S T M I ^

«t^§fira©*^*'^«a:tt2.3~2.4 v/o e®-?&•&<,

4. Slfflfi^

g ft ft a « i

- 1 1 8 -

4. 引用数字

TMI絡納容器体積

気体処理流量

初期水素ガス機度

水素ガス発生速度

水素結合効率

5. 結果

JAERI -M 8373

V = 59，60 Om3

a = 2.0m3/min

Yo=2.0v/。Q = 1.0 v/o/week

亨 =0.95

A. 24. 1図は，格納容器内の水素ガス濃度を水素再結合器の作動時間K対して示したものであ

る。図中ωは，水素ガスの発生を示したもので，事故から再結合器作動までの 5日間κ2.0

v/o の水素発生を，その後 1.0v/o/wee kの速度で水素ガスの発生が続いていると仮定す

る。このような条件下で水素ガス再結合器が作動した場合の絡納容器内の水素ガス獲度を(8)

vc示す。水素の連続発生を仮定した場合には.事故後 1ク月経過した時点で水素渡度が減少

の方向vc向う o 図中C)は，水素ガスの初期発生を 2.0v/oとし，その後の追加発生が無い場

合の水素ガスの減衰過程を示す。この場合Kは水素ガスの減衰半減期は 15日である。図中

ωは， TMIで実測した(ガスクロマトグラフィ)格納容器内の水素濃度を示した。 (d--(Q

の減表半減期を比較すれば，計算と実測値の値は近い。その結果， TM 1事故では水素ガス

の発生は事故の初期κ起!:J，追加発生は少なかったと考えられる。な$'，再結合器作動前の

格納容器内の水素ガ Z 視を度r.t2.3-2.4 v/o 程度である。

(西尾，橋本)

-118ー

I

Calculation of recombiner capacity (ftftzi )

(A) Percentage of H z release

2.0 V % initial release

1.0 V%/Week continuous release

fBl Operation of recombiner under the condition of (A)

(C) Operation of recombiner under the initial release (2.0 %) only

(D) Measured values of H percentage under TMI accident

>

',A. 24 . 1

20 30

Days after operation of recombiner ( Days )

L

『〉回別同E

富

由

ωJ『帥

i/・3以ン/

¥、ぷ¥、

¥ ¥¥

¥¥¥¥に

- ¥ ¥ ¥

h¥¥

Percentage of Hz re lease

2.0 V % initial release

calculation of recombine~capacity (n科 2I )

(A)

3.0

c:ontinuous r(.lcas(' 1. (1 Vも/Week

Operation of recombiner under the condition of (A) rB)

Operatio1'l of recombiner W1der the initial release (2.0 %) onl~

Hea5ured values of H2

percentage under nlI aCClden t

)

FEU

(

l

nυ (

(A)

{-r〉

hF='JEF-一刀し

F=='duzw=“

甘

む

抗

匁

pd一

む

』

吋

=

』

Dhd国沼リ

F='d'J』'dn一

UE=-古〉

1.0

lMH申l

40

(Days)

30

Oays after operation of recombiner

20 10

第 A.24. 1図

。。

JAERI-M 8 373

A . 25 &m%m<¥<£>7kmmmmt£mK1to< •**-=> = * *.—&.K&%.®mn

i. § t&

2. (5 JE

o * ^ O ^ I ^ i ® t L T Id * © » Wig! #)$<!: s>*3 = C A - * KJE K i i,i,(D<D^tL

+ ( I frmvzm.ft-t2,7kmm) - ( sug^su*t©sc*tii»»K i&*ysg)

o$<m®mP:i<ofc&iri£i-'C%>i>t L, « # * £ ^ © T , &ffl§f^K^Sctti3ft7'c;d<:,:l:,©

3. I t » & &M®mPi7}<.mm--= ( te^nsi igasf t®) * ( ^ H J S E ) 1 & *Kg |# : r £ * ! § : i : E ^ ^ f s ^ * ^ S # « i * ^ ^ E t ^ t S l J f + » ( I tH A.

2 6 ) (CX iJgJg & W « l ^ ^ ^ . t ^ * ^ * : Sm» ( f f l t A . 2 2 ) ( C i ! ) f g

4. mnK®.mLitm$.m (1) tefrt^ggft^sfij&ffi : P N O - 7 9 - 6 7 F - 6 7H J: Jj

3 . 6 0 1 ( 3 / 3 1 ) 1.7 S. V 1.0® ( f t ^ - t t t 1. 7® * ffiffl ) 4 8 0 i ( 4 / 1 ) 2.3®

&-b, *JgWife-&gl«feiI* - c o r - * (2) l & ^ E * . ®&'

3 / 3 1 E S 7 6 k g / c m 2

4 / 2 E # 7 0 k g / c m 2 , M K 1 3 8 ° C ( SS^PEll 3.5 k g / c m 2 )

- 1 2 0 -

JAERI-M 8373

A.25 絡納容器中の水素濃度調IJ定結果にもとづ〈ジルコェウムー水反応量の推算

1. 目的

本事故(!(i>-ける水素の主要な発生源は 1次冷却水の放射線分解と燃料被覆材のジルコニウ

ムと水の反応である。水の放射線分解による発生は，原子炉の運転履歴等から概算すること

が可能であるが，ジルコニウムー水反応、Kよる発生は，燃料被覆材の温度履腹や燃料露出割

合等が分ら左ければ計算ができない。そとで，絡納容器中の水素機度からジルコニウム水

反応量を逆算する。

2 仮定

。水素の発生源としては水の放射線分解とジルコニウムー水反応Kよるもののみとし

(ジノレコニウムー水反応、による生成量)= (格納容器中の水素量)

十( 1次系 K残存する水素量)ー(illlJ定時刻までの放射線分解による生成量)

で概算する。

。格納容器内の水素は均ーであるとし，容積が大きいので，格納容器中に放出された水中の

溶存水素量は無視する。

o 1次系中の冷却水中には，その時の圧力容器プレナム中のガス部の水素分圧K対応した飽

和溶存最まで溶けているとする。

。圧力容器プレナム中の水素ガス分圧は，系の圧から冷却水温度K対応する飽和蒸気圧を差

引いたものとする。

。放射線分解による発生には r線bよび放出 FPI'(よる p線の寄与も考慮する。

a 計算式

絡納容器内水素量=(格納容器空間部体積)x (:水素漫度)

1次系に残存する水素量;圧力容器内ガス部体積と水素分圧とから別計算(計算 A.

26) 1'(よ D算定

放射線分解Kよる水素量:別計算(計算 A. 22) (!1:より算定

4. 計算に使用した数値等

(1) 絡納容器内水素諸島度 PNOー79-67F-67Hよb

3. 6日後 (3/31) 1.7及び1.0必 (計算では1.7絡を使用)

4.8日後 (4/1) 2.3~出

以上，水素再結合器運転前までのデ-j'

(2) 1次系庄力，温度

3/31 圧力 76kg/ cm2

4/2 圧力 70kgノcmz，温度 13 8"C 飽和圧力 3.5kg/cm2)

-120一

JAEEI-M 8 37 3

(3) EA*f»niMMitt#*fMI 3 / 3 1 2 4 . 8 S . C f l 7 . 6 r a 3 a t 6 1.5 k g / c m 8 ( 'ik © gfcffi tt H fFfB fit )

4 / 2 2 3m 3 Jt f> 1.4m 3 (C^jK

S3 (2),(3)©7!-^(c*§Ei)Sg^©*î:©t1-»tt 3 . 6 B « #*.#•& 1 7 . 6 m 3 , ftjjifl-E 6 1.5 k g / c m 2

4.8 0 g * 2 3 m 3 , * 6 6.5 k g / c m 2

(4) M ^ g f f t » : 5 .95 X 1 0 ' m 3

(5) 1 fomftUfcibm • 3 0 0m 3

(6) mMm^mvcti>±m^.&- s y s m ( f t $ ? A . 22 ) K U „

/ ? * l i S O S f $ : 10®, » 0.7MeV (7) JF.L-Pi&.i?*'* - * ^ 4 : 2 0.0 ton (8) •;>*=! = !> A ^ f f i K l E i : ^ J> * * § & £ ! : : 4.9 X l 0 " l m 3 / k g - Z r

-v<o^m^WrRV l fc^rtOzkHS:*^-*- £ | A . 25 . l H o i 5 K4 &„ £ O i B * * ? ) i > ^ 3 ^ » A * R [ t : , K I 4 * l i 4 i t t l 5 4 0 ~ 2 n 0 N m 3 t i j l , lp.t

(HSR)

- 1 2 1 -

JAERI-M 8373

(3) 圧力容器内非凝縮性ガス体積

3/3124.8及び 17.6m3at 61.5kg/cm2 (後の数値は再評価値)

4/2 23皿3 よタ 1.4m3 (!c急減

注) (2) ， (3)のデータ K基き圧力容器内の水素量の計算は

3.6日後ガス体積 17.6皿水素介圧 61.5kg/ cm2

4.8日後 " 23m3 ， 6 6.5 kg / cm2

として行った。

(4) 格納容器体積 5.95XI04m3

(5) 1次系冷却水体積 300m3

(め放射線分解による水素生成 JJIJ資料(計算 A.22)(t[よる。

r線の寄与率 1 09話，平均エネルギー 1 MeV

fi線源の苦手弓率 1096， 11 O.7MeV

(7) 炉心内全ジルコニウム量 20.0ton

(8) ジルコェウム単位反応量当 P水素発生量 4.9X 1 0-J m 3/ kg . Z r

5. 計算結果

事故発生から 5日後までの放射線分解による積算生成量及び絡納容器内水素濃度測定時点

での格納容器及び 1次系内の水素量を示すと第 A.25. 1図のようになる。

乙の結果からジルコエウム水反応による水素発生量は 15 4 0 -... 2 1 3 0 Nm3 とな !J，炉心

内のジルコニウム反応割合は 16-2296程度と推定される。

(藤城)

-121一

http://24.8S.Cfl

JAERI-M 8 37 3

X10"

3

m 2

( N m 3 )

ltfC*f3®8«(H-»)

&m®%kft ( « £ « >

/ (tt»)

1.7*

rr2.3*

B* M ( d a y )

; A . 25 . i.@ * ; « © £ $ : » ©

- 1 2 2 -

X 1031

3ト

水

素 z

量

CNm3 )

lど。

JAERI-M 8373

1次系内の残量(計算)

格納容器内{測定値)

JU

1. 7~

I (計算)

2 3

時間 Cday )

第 A.25. 1図水素の生成量の推算結果

-122-

2.3悌

5

」

6

JAEEI-M 8 37 3

A . 2 6 &ti%mn<07kmft&-3Lt7k.m%.M®-%km.

i. s ®

mt>^^±uyî-^^K.mhmKn.h0 c.ti*•?>%&£tix^z,E.ti%!tgp:i<D7kM5\.m#-mvcM-r&mmmfrb i &*ft©**j©#&i:*iptf-t-5>gfi£ LX, M ^ S U ^ * * ©

2. 1R £

*^^?60#Ji^^-C©#:ffi: VPN (Nm3) P TN

* " = * — • * fc#L, P , T : 7-u^J.Ê.tl ( k g / c m 2 ) &EKSK (°K)

P N . T N : S $ E 2 J , fSfi , P N = 1 kg,- cm2, T N = 2 7 3°K

vP : y^-j-±<D%tkfcm (m3) * * © * ^ © @ S ? S : : v s (Mm 3 )

V S = V C • x ( P , T )

P^

E*o

/ t ^ f U , Vc : 1 ft 3 5 © ^ * # 8 } ( m 3 )

x ( P , T ) : 1 K ^ a p * * © ^ * * N m 3 / m 3 H 2 0 ) , E J P & f f f i S T

©BSI&

x s ( P 0 , T ) : E £ P 0 . <aff iT©t § © * * © i & W ^ f f * ( NroVm 3 ) P : 1 ftiEJ ( k g / c m 2 ) P 0 : ^mmtl= 1 k g / c m 2

x ( P , T ) = — * 8 ( P 0 . T)

- 1 2 3 -

JAERI-M 8373

A.26 圧力容器内の水素存在量と水素気治体積の関係

1. 自的

圧力容器内で発生した水素は，一部は 1次系の冷却水中に溶存し，一部は水素気泡として

圧力容器上部プレナム等に溜る事vc左る。 ζ れまで発表されている圧力容器内の水素気治体

積 K関する情報等から 1次系内の水素の存在量を評価する資料として，気泡体積と存在量の

関係、を概算する。

2. 仮定

。気体として存在する水素はボイル・シャルルの法則K従う。

。水中への水素の溶解はへ Y リーの法則氏従う。

。圧力容器上部プレナムの気泡内には水素以外 K水蒸気，酸素(放射線分解Kよる). F P

ガス等が混在すると忠われるが，本計算では水素のみに着目する。したがって，圧力は水

素分圧と念る。

3. 計算式

水素気泡の標準状態での体積 VpN (Nm3

)

P TN v 一一・__.V_

れF PN T vp

ただし. P. T プレナム部圧力(kg / cm2 )及び温度 (QKJ

PN' TN :標準圧力，温度. PN =1kg/cm2• TN=2730K

Vp プレナムの気泡体積 (m3

)

水素の水への溶解量: 九 ( lI/m3 )

V. = Vc . x ( P. T)

x(p，T)=Ls(Po，T) ~O

ただし. Vc 次系の冷却水体積 (m3

)

X (P. T) 次系冷却水中の溶有:量(N m3/m

3H20). 圧力 P及び温度T

の関数

Xs ( Po. T) 圧力Po'温度Tのときの水素の飽和溶存量(N m3/ 田 3)

p 次系圧力 ( kg/ cm2 )

Po :標準圧力 1kg/ cm2

-123-

JAERI-M 8 37 3

4. tt»IC«!fflL*«tt 1 lkm<D7k<Dftm • Vc = 3 0 0m3

*ÔiSfDj§??*: x„ ( P 0 , T) = xs (P 0 ) =0.0 1 7NmVm 3H 20 ffi) x 8 ( P 0 . T) rco^tttMcGraw Hil l" Chemical Engineers Handbook"

I i> 1 kg/(!m 2KWU-tT©fg^^ffi"CS ô T(°C) 0 20 40 60 80 100 x 8 (Nm 3 /m 3 } 0.0 2 2 0.0 18 0.0 10 0.0 16 0.0 17 0.0 17

C©r-^K*t3S ,x s iLTt t?a f f iKJ :b - f± lBOff l4 f f i f f lL7 to

1 ^ ^ O i g l K T = 3 0 0°C£ U îfeftSfVp * 1 0 m 3 ~ 1 0 0 m 3 i L Tfc^-Ô** * * # E i * l l S i o l i * i A . 26 . i S K ^ - t o

X . E2K #£E) 7 0 k g / c m 2 f i : K : 4 S c l : ^ # * ^ ^ ^ T - 3 0 0Nm 3 JfeLhlC £ h£mWt>fr & o

( S t t )

- 1 2 4 -

JAERI-M 8373

4. 計算K使用した数値

1次系の水の体積 Vc=300皿3

水素の飽和溶存量:耳目 (Po'T) '*瓦.(PO) = 0.01 7 Nm3/m3

H20

主主) 且8 (po' T)についてはMcGra.wHill" Oheruical Engineers Handbook"

よT1 kg/ cm2 ~対して下の値が算出できる。

T('t) 0 20 40 60 80 100

x.(Nm3/m3) 0.0220.0180.0160.0160.0170.017

このデータ K基づき，むとしては混度によらず上記の値を使用した。

5. 計算結果

1次系の温度 T=300'tとし，気治体積ちを 10皿3~100m3 とした場合の水素ガス分圧

と水素溶存量の関係を第 A.26 . 1図K示ナ。

ζの計算結果から，気泡体積が 10m3の場合Vζは.務存分か全水素量の約半分K分子事.

叉，圧力(分圧 )70 kg/cm2位Kなると溶存水素だけで 300Nm3以上Kなる事等がわか

る。

(藤城)

-124-

JAERI-M 8 3 73

V p = 10 Om3

_l_

V p = 4 Om3

Vp = 20ra3

V p = 10m3

itsfefelC 300m 3 t>

10 20 30 40 50 60 70

* m # * » E ( k g / c m 2 )

i A . 2 6 . l B I fo&mk.$k&tefk £•*.%> #*•&&.

- 1 2 5 -

2000

1500

Fz h )

酬 1000

4制

t牛

桝

"*

印。

。。

JAERI -M 8373

九=100m3

/

---------------------10 20 30 40 50 60

水素ガス分圧(kg/cm2)

第 A.26. 1図 1次系内水素存在量と水素ガス分圧

-125ー

Vp= 40m3

Vp = 20m3

Vp= 10m3

冷却水 300m3中

溶存量(飽和溶存}

-----

70

http://iA.26.lB

JAERI-M 8 37 3

. 27 7kmm%:K t *>&.£&&*}*•'* 4 * © & * < ! » . # ft ± iJi PtB

^ D ^ ^ , £©ffP1ffi © # # © * : & , * H • ^ S v l l - & ^ , o « 5 I K ) S ^ ' f f i K i i>t£C

<5 S : (l) S.ts^.^4 ^ft^:ffiofFflfi-ctt, $|B$K«iglL, îgS^cD 7 %ifim.&%<Dm

A-© ± s * ^^ fc j t - r & B$H t -t h o

f t * * :

_h# AT = Q- ?

T 0 +AT

fc # L-, Q

V

E * * J-. D ts#fU3

*Ha$8£K Jt S f f i W S D^j&ft ( k c a l / m 3 )

m-k'g.GW-^mmitm (kca i /kg) ¥ ^ 8 ? K ( k g / m 3 )

T 0 , P 0 : WfflUS.{°K), E # ( k g / c m 2 or ps i )

L

tttLL, L : m&%$LO±W, (m) a : ^ fc f l l JSK ( m / s )

ttffKiefflUfe! 1

71-& §*,©:$!§£?& : H 2 + - O z = 1 ^ 0 + A H , A H = 6 a 3 1 7 4 k ca l /mo l ' ¥ *£.&!& : C v = 0.241 k c a l / k g ' C » ^ F ^ ^ K : /> = 1. 0 2 6 k g / m 3

>X$i.&M:&& •• a = 1 2 m / s ( ±M • ^ a i J a - g - E K ^ ^ S f t ^ ^ I K ) S^-^W&S&SBKTS : ^ i y f # y ; * - ( K g ? S 3 L , = 7 m

? S ^ # K - A « 3 L 3 ~ 1 2 t

- 1 2 6 -

JAERI-M 8373

A.27 水素爆発によ b生じる圧力スパイクの最大値及び立上 b時間

1. 目的: クエYチタ Yク内及び格納容器内で，水素爆発によると恩われる圧力スパイクが

生じたが，との評価の参考のため，水素・空気混合気の爆発的な燃焼によ b生じ

る圧力スパイクの最大値及び立上 b時間を計算する。

2目仮定:(1) 圧力スバイク最大値の評価では，瞬時に燃焼し，燃焼熱の守絡が混合気の加

熱 VL使われるとする。

3. 計算式:

(砂圧力立上 D時聞は混合気の燃焼時間 K対応すると考え，燃焼時聞は混合気部

分の全長を火炎が伝錯する時間とする。

混合気温度上昇

g 圧力上昇Tの +6T

6P=ーニ一一一一-xP^-p^T o

ただし Q 水素燃焼による単位体積当台発熱量 (kcal/m3)

甲:燃焼効率 (弱)

Cv:混合気の平均等積比熱 ( kca 1 / kg)

ρ 平均額度 ( kg/m3 )

1いPo:初期温度 (OK).圧力(kg / cm2 0 r ps i )

圧力立上 p時間L

T ご=ー一-a

ただし L 混合気塊の全長 ( ru )

a :火炎伝播速度 (皿/s)

4. 計算κ使用した数値

混合気の燃焼熱:民十toz=島 O+oH.岨=6 8.3 1 74 kca 1勾 i

" 平均比熱 Cv= 0.24 1 kc a 1ノkg.C

P 平均密度 :ρ=1. 026 kg/皿 3

火炎伝播速度 a=12ru/昌 (水素・空気混合気VL$-ける最大速度)

混合気燃焼部長さ:クエンテタ yクポイド部長さ L.=7m

H 高さ L2= O.6m

絡納容器天井ドーム深さんご 12m

-126ー

JAERI-M 8 37 3

5. tf#£*

*'<-f ^©S±f io f t@ig**Â. 2 7 . i |gl^:^-i-0

X, EAoi-hiJf^Faltt, ±fBL,, L 2 , L3 i^.^x*- f-trnmi-ht fz-yf-fi-sffo : L 2 / a ~ L j / a = 0.0 5~0.6 sec ^ « * l # f f F : L 3 / a ^ l sec

a*. (mw., ffl^)

- 1 2 7 -

JAERI-M 8373

5. 計算結果

水素の体積率(影)をパラメータとし，燃焼効率を 10 0 ~皆及び 5 0 ~語とした場合の圧力

スパイクの最大値の計算結果を第 A.27. 1図K示す。

又，圧力の立上 b時聞は，上記 Ll'Lz' L3を使ってオーダーを評価すると

タエンチタYク内 L2 /a-L1/a = 0.0 5-0.6 Bec

格納容器内 L3 /a::::: 1 sec

と念る。

(藤城，田中)

-127一

JAERI-M 8 37 3

•R

0

* Sf O v o l . *

;A .2 7 . 1 @ * i O l i K i 4 4 5 E * . J : # 0

- 1 2 8 -

JAERI -M 8373

燃

震(4.1時)

界

103

.，可=100%

/ /

/

/

102

(

明

m畠)

門

h

出味川「時吋

u-叢師事

Q山晴

ν胃

50 10

0

水素の vol・%

水素の燃焼にともなう圧力上昇の概算

-128ー

第 A.27.1図

JAERI-M 8 37 3

A. 28 M § S ^ ? i " ( ©ftftecoi^-t

1. B W

2. IS !E

I I ^ T A ^ L ^ i t t l g K JtftfcT r*Sl f i^ l l^7- i / - f z)J|tl2«-r HW»/L-C, 5 0 0 0 g a l ( 5 0 0 ga l i IE L fc *. © 4> ^ ^ o J O N a O H ^ I S M ^ f i f ^ f c a A S f t A J i S c t l f l i * , DOCKET5 0 - 3 2 0 O R # t # - t i T - ! : ^ W U , r&f f i ^ fS* 7" H # & 2 # P B W » L T , 50 0 Ogal © ( 1.3wt. ®H 3 B0 3 + 3.4wt. ® N a 2 S 2 0 3 jTk^y&zM&lftîffft KffiAS ftfcj i U , mniffOo & f r t # i s - * 7 " H * © i £ t t t S t | g A . 2 8 . l * t C ^ - f c

3. ft If 3. i ^SP^WR

Q = F x r w x C p x v x ( T g - T 0 ) c c -c

F = ^ 7 ' i " ( 861:= 5 00 0 gal = 1 8.9m3

r w = ^ 7" u -f y£© J ta f l : = 9 8 3 k g / m 3

C p = * 7 - i " f >K©Jt,%= 1.0 0 k c a l / k g - t 5 = x / U ' ( ©^. (RiR^^ 1.0 0

T g = « f f l ^ K = 7 7(C1}

T 0 = * 7" W '{RUB. = 4 3.3 °C

m = Q / r

r = * © ^ 3 § i g $ S = 5 5 3 k c a ) / k g

x 7-v-f (CJC 0 |$T-f -&&W$iS©ff : /7AP B t t

AP s = m X P ( / ( T X r J t i t

r s = * ^ S l © » E = 0 . 4 3 a t ° V=»i^$lf f f* :8f= 2.16 x 1 0 6 f t 3 =6 .1 1 x l 0 4 m 3

r s = * ^ ^ , © i f c f i f t = 0.2 6 1 k g / m 3

- 1 2 9 -

JAERI -M 8373

A.28 格納容器スプレイの作動について

1. 目的

格納容器内の圧力スパイタ (28psig)VCよb起動し，約 2分間作動した絡納容器スプレ

イ系の冷却効果とヨウ索除去効果を推算する。

2. 仮定

現状で入手し得る情報によれば「格納容器スプレイが約 2分間作動して， 5000 gal

( 50 0 ga 1 と記したものもあるけの NaOHが格納容器内 K注入された」となっているが，

DOCKET50-320の内容と併せて検討し， r絡納容器スプレイが約 2分間作動して，

5000galの(1.3wt. 96H3B03 + 3.4wt. 9oNa2S203)水溶液が格納容器内κ注入されたJ

として，計算を行う。絡納容器スプレイ系の主な仕様を第 A.28. 1表に示す。

3. 計算

3. 1 冷却効果

スプレイによる除熱量Qは

Q = F X rw X Op X 甲 X (Tg-TO )

乙ζ で

F=スプレイ流量=5000 ga 1 = 1 8.9 m3

rw=スプレイ液の比重量=983 kg/m3

CP =スプレイ液の比熱=l.OOkcalノkg・℃

宇=スプレイの熱吸収率=1.0 0

TE =気相温度=7H::。

To =スプレイ液温度=4 3.3'C

スプレイによる除熱量がすべてスベレイ液への水蒸気の凝縮Kよるものとすれば，水

蒸気の凝縮量mは

皿 =Q/r

乙 ζ で

水の蒸発潜熱=553kcaJ〆kg

スプレイ『亡よ D 降下する絡納容器の圧力 ~P. は

~p. = m XP./( VXr.)

と ζ で

?s=水蒸気の分圧=0.43MlJ

V=格納容器体積=2. 1 6 X 1 06 ft 3 = 6. 1 1 x 1 04 m3

r. =水蒸気の比重量 =0.261kg/皿3

-129ー

JAERI-M 8 37 3

A P u p = « t f f l ^ « C i . S # f l E f i = 0 . 0 4 2 p s i °

3.2 a i > ^ l ^ * X & *

O g / C g 0 = exp ( - U )

c g = t Bzm&o* *mmm c g 0=aut8a**«K

I ^ 9-A- 3 >>jg(C# L , 0 . 0 5 9 7 h r ~ '

t = ^ 7 - H S$f a^= 2 Pal

4. t t ® * S « ( 2 » r H 1 0 | f t l f t § f g ^ 7 - V " f ^ i i l ^ ^ L t )

4.1 & 2 « S

x 7 i M K. X. & &Mm. = 6.2 7 x l 0 5 kc a 1

•^M%<omBSt = 1.1 3 x 1 0 3 kg

^ T ' H K J : i ) | ^ T ^ - * ^ l r t $ f s O E ^ = 0.4 3 psi =0.0 3 0 at

StffiUmic i * # E * * # ^ L . f e f l B g f c p * T - f * ^ « f t $ S E * = 0.39 psi = 0.0 2 7at

4.2 a *sltBfe*5HiS

* S $ 3 * § f § © $ S $ = 1 - = 1 - 0.4 5 5 = 0.5 4 5 = > 5 4 .5% C g 0

> - ^ ^ a * 5 f | 0 $ g ^ = 1 S. = l - 0 . 9 9 8 = 0.0 0 2 =$> 0.2%

( H + )

1) A. 2 3 r*iWS?S©E2j£ffcJ ©®K. t*o

2) 2 #18© *: />M ft*K i i) 6 0 0 0 g a l ffiA'S*1.4-<S^7,l"f»ifti«50 0 0 g a l L I S A ' S ^ T H

4loO-C, D O C K E T 5 0 - 3 2 0 0 T a b l e 6 B - 3 O a i>*8feSJ£l£ * -§- ffiUfco

- 1 3 0 -

JAERI -M 8373

実際 vc 降下する格納容器の圧力 ~pは，放出蒸気K よる昇圧分 ~Pup を考慮して

~P=~P8 -~P噌

ζζ で

~Pup 放出蒸気による昇圧量=0.042psi IJ

3.2 ヨウ索除去効果

スプレイによるヨウ素獲度減衰は

Og/O~o = exp (-.1 t )

ζζ で

皮潰素ゥ

皮

ヨ

岨

恨

の

索

後

世間

ヨ時

期も

初一一一一

z

k

r

cn「

A ヨウ素除去速度 f無機ヨウ素κ対し 23.ti hr _12

1メチルヨウ素に対し .O.0597hr-12l

も =スプレイ時間 2分間

4 計算結果( 2分間の絡納容器スプレイ作動K対して)

4. 1 冷却効果

スプレイ K よる除熱量=6.2 7 x 1 05 kc a 1

水蒸気の凝縮量=1.1 3 x 1 03 kg

スプレイによ b降下する絡納容器の圧力=0.43 P s i = 0.0 30 a乱

放出蒸気による昇圧分を考慮した実際に降下する絡納容器圧力 =0.39psi

= 0.0 2 7aも

4.2 ヨウ素除去効果

打無機ヨウ索の減衰率 ι=1 - 0.4 5 5 = 0.545 =? 54.5%

~gO

C メチルヨウ系の減表率ーでJL=1-0.998=0.002 =? 0.29o

~gO

(田中)

1) A. 2 3 r格納容器の圧力変化」の節Kよる。

2) 2分間の λ プレイ作動Kよ!J6000 ga 1注入されるべきスプレイ液量が 5000galしか注入されてい

左いので.DOCKET50-320のTable6 B-3のヨウ素除去速度を会倍した。

-130ー

JAERI-M 8 37 3

! A . 2 8 . 1 i D

R e a c t o r B u i l d i n g Spray S y s t e m D e s i g n P a r a m e t e r s

P a r a m e t e r Symbol

P low R a t e , gpm

1 Subsystem O p e r a t i n g

2 S u b s y s t e m s Operat ing

Average F a l l H e i g h t , f t

R e a c t o r B u i l d i n g F r e e Volume, f t

R e a c t o r B u i l d i n g Temp, F

R e a c t o r B u i l d i n g P r e s s u r e , p s i g

Mass Median Drop D i a m e t e r , p

Standard Geometr ic D e v i a t i o n of the Drop S i z e D i s t r i b u t i o n

W e t t e d W a l l Area, f t 2

W a l l F l o w / T o t a l F low R a t i o

S o l u t i o n

h

V

T

A

F R

Value

2) 2) Number of Headers Number of Nozzles

1 5 0 0 4 96

3 0 0 0 8 1 9 2

88. 5

2, 1 6 0, 0 0 0

Vapor Temperature Shown in Figure 6. 2-5

Saturation Pressure Corresponding to Temperature

1 0 8 0

1.5

4 5, 70 0

0. 0 74

3) 4) ( 1 . 3 w t . # H 3 B 0 3 + 3 . 4 w t . # N a 2 S 2 0 3 ) s o l u t i o n

s) (<rvt©NaOHSr3tr) pH 9.8

1) Table 6 B - 2

2) Table 6 . 2 - 1 ( p S . 2 - 5 2 ) i ! )

3) p 6 B - 2 £ J>

4) F i g . 6 B - 1 i t )

5) F i g . 6 B - 2 X. fi

DOCKET50-32 0

-131-

JAERI-M 8373

第A.28.1表1)

Reactor Building Spray System Design Parameters

Parameter Symbol

Flow Rate. gpin F

1 Subsystem Operating

2 Subsys te回 BOperat ing

Average Fall Height. ft h

R.，actor Building Free Volume. ft3 V

Reactor Building Temp. F T

Reactor Building Pressure. psig P

Mass Median Drop Diameter.μd

Standard Geometric Deviation of

the Drop Size Distribution

Wetted Wall Area. ft2

Wall Flow/Total Flow Ratio

Solution

1) Table 6 B-2

2) Table 6.2-1 (p 6.2-5 2)よb

。

A

FR

Va lue

2) 2)

Number of Headen Number of Nozz les 1500 4 96

3000 8

88目 5

2，160，000

Vapor Temperature Shown in

Figure 6.2-5

192

Saturation Pressure Corresponding

to Tempe ra t u re

1080

1.5

45，700

0.074

3) 4)

(1.3wt.¥tiH3B03 +3.4wt.¥tiNa2S203) solution

5 )小量のNaOHを含む)pH 9.8

3) p 6 B-2よb

4) Fig. 6 B -1よb

DOCKET50-320 よD

5) Fig. 6 B-2よb

-131-

JAERI-M 83 7 3

A . 2 9 ^ * * t . - ( l i i o l l }

1. B ft • ^ * * M W&vWiMkt^ftit x<Dg.]&rci=i^x^mii$.?hi>°

2. JK 5E

^S©F«3Ettgff i i f l#^ 3 0 k g / c m 2 , © f f i ± # K . t ^ - c a f f l m ^ O & I U ^ ^ o - C i i S p - j - ^ * ,cDi - tSo E ^ ^ g l P S O f f i ^ / J s i l l g E t l ^ t . 5 0 kg /cm 2 -4 TgEffcLfci L, S S O W ^ .

3. # ft

P=JLL. „ ( d : p.g S ) t : ^ jp , a : SUgfofl ) a

4. £n S

zry-m-m^-x y mik^h^.^htiitm^fii<om^^.Mm>t>^xmirffto £ © H rt> b , 4 > ^ * ° -f I6SH: 800~900"C O F B T - C ^ S L , • t f t t " C O ^ i t e 4 0 ~

1 0 O ^ i E t J i c i A ; i f t ^ J o pwR©£*fWf s-^tt 3 4«fei±ogg?p^gC)7t t i^^Kî^n^^fo, mnw®

MssisiE^Ttt i o o^ &<<DM&mm&m^?t*jmmi>i>z><, **-, «s^*^#:*ffl^fe fflt^lflScDiJ^KI^tC±.-^T#l-©3iSl 0°C/secJilT-CSSSKz>5 8 0 0 "C ftiS©^, &

- 1 3 2 -

JAERI四 M 8373

A.29 ジルカロイ被覆の破裂

L 目的

ジルカロイ被覆の破裂とそれまでの変形について予測を試みる。

2. 仮定

被覆の内圧は室温時f'C3 0 kg / cm2 ，温度上昇によって理想気体の法則K従って増加する

ものとする。圧力容器内の圧力が運転圧力から 50kg/ cm2 ~で変化したとし，被覆の内外

差圧の温度変化を求めた。また被覆の引張強度の温度変化をもとにして被穫にかかる圧力の

温度変化を求めた。

a 方法

内外差圧 Pは内圧 Pj( =RT)と外圧 Poの差である。

被覆は薄肉管として

P=与/1 ( d 内径岬 / 1 引張応力)

4. 結果

第 A.29.1図K内外差圧ゐよび被筏にかかる圧力の温度依存性を示す。な$>，同図には

Zry-4単管パースト試験から求められた周方向の最大変形量もあわせて掲げた。

この図から，ジルカロイ被覆は 800-900"cの間で破裂し，それまでの変形量は 40-

100%程度であったと思われる。

PWRの燃料棒ピッチは 34 ~語以上の変形が起ったとき完全に失なわれるから，燃料棒の

破裂部近傍では 10 09面近くの流路閉塞が起った可能性もある。な$'，燃料集合体を用いた

流路閉塞の測定試験f'C$'いて昇温速度 10.C/sec以下で破裂温度が 800.C付近の場合，約

8 0 %f'Cも及ぶdlt路閉塞を起した事実も得られている。

(古田)

-132-

JAERI-M 8 37 3

34 $

heatinc rate:5 C/sec

Zry-4 strength

P = 2t/D xo

P = RT/V

P : outer pressure ( kg/cm' 2

_l_ J_ _L 300 600 900 1200 1500

Temperature ( °C ) it A. 29 . 1 El

1800

-133-

JAERI-M 8373

heatina rate:5 C/sec

(

i，-...:..! }

.::; 100 咽

L ....，日

Q) にJE Q) L Q) 、-F

<= コu L .~

u

x

'" 温三

80

60

ー一ー--- 34 ~静40

20

。

P 2t/D x(1 5

P = RT/V

。、r

HU

、』，

F3

cJ内〆』

e

m

v・pu

nve，r

nuV》

rpLK

E

令

EH''t・、

川Un

u

--nu

nr

Zry_fl strength

〆〆

/

/

P _ =150 " 。〆〆

/

/ ，

1

1

1

1

1

nu nu

nv

100

5

10

(

N -E 丸J、、0" . . 五

)

山'hコ目的自

Lι

1800 1500 600 900 1200

T巴Plperatu re ('C )

第 A.29. 1図

5

-133ー

。

JAERI-M 8 3 7 3

A . s o «&**#*< ti®.mmm®m%.

i. B & ykm%^vcmmLx^m^ni,mm»<o^<timmm»k<o^mim^.î>t

3000

2500

>i 2000 8 <! • J o J 1500

!

1000

500 -

01 1000

( 30 a t , 1000 p s i g )

«Wl*)flE(gfi) * I &3s©ayj

BEST -ESTIMATE ( 4 0 a t . 6 5 0 p s h r ) ^ ( 4 0 a t ) l 0 0 0 p s i g )

: » . «•"* _ ( 30 a t . 650 Dsi ir) ENVELOPE OF ALL

DATA POINTS ( 3 0 a t , 1000 p s i g )

*5*M»rtffi(£U) J _ I _L X J

1100 1200 1300 1400 1500 1600

FAILURE TEMPERATURE-°F

1700 1800

SA.30.lH B&Wit©^< n ^ S - t r ^

(1)

B & w a o L O C A S f l T - e i btix^h* r*< 4 mA. 30 . i mvc, &H©Sli8 ( r ramm-a-tJ- ) <t©Jiifc&ggA. 21. 2 d 2 V * - f c B & W t t © * r ^ t t , #©Hl&© g K A * © " f , JMT©^l» t tB&Wi( :© Best E s t i m a t e * - 7" K £. h o

134-

JAERI-M 8373

A.3D 燃料棒ふ〈れ破裂時期の推定

1.目的水蒸気中 K露出して昇温される燃料棒のふくれ破裂開始の時期を推定する。

2.方法内圧上昇Kよって，高温下の燃料棒を破製させる内圧パースト試験及び，炉内ヒー

トアップ実験に基づいた破裂圧力と破裂混度の関係曲績から，破裂温度を推定する o

3000

2500 m ... 6 Z 同 2000Q Q 4 A u

T司1500

D h

白白

~ 1000 u 4

句500

力庄の

)

系g一次

nr-4

nu「!』、J

U一

温

.

室

a一

圧

のV『

h叫4

山川

yJ相

1

料燃

ENVELOPE OF ALL

DATA POINTS

BEST _ESTIMATE

(40at.650psig) 一 ~(40at ， 1000psig)

- - ___ (30at， 650psig)

(30 a t， 1000 psig)

燃料棒内圧(室温}

0

1000 1100 1200 1300 1400 1500 1600 1700 1800

FAILURE TEMPERATURE-oF

第A.30.1図 B & W社のふくれ破裂モデル

B&W社の L QCA解析でとられているモデルを第 A.30 • 1図V(:，各種の実験{炉

内実験も含む)との比較を第 A.21. 2国~示す。 B&W社のモデルは，他の実験の

I績に入るので，以下の議論はB&W社の Bes t E s t ima t e カープによる。

-134 -

http://SA.30.lH

JAERI-M 8 37 3

B &.W Beat Es t imate

K S BL fi ( b a r s )

ggA. 3 0 . 2 ® ^<,iXWtM.%m.^- *<D&m

fttWftE(S®«») K s m

fttWftE(S®«») n &. U ft 3 0 atm 6 5 0 p s i

10 0 0

1 5 2 0 ° F 8 2 6 C 16 1 0 8 7 6

4 0 6 5 0 1 0 0 0

14 10 7 6 5 1 4 8 0 8 0 4

Ctifrb, 8 0 0°Ci&iUKiîtm, mn&ll±&LmLJt i ^ t J t ^ o ^ A . 3 0 . 2 H l

fc- h T s> 7 - 9 S ^ ^ O M * 4 # ® % « i t t , IS a$S #&?-?&£„ C f t i 3 0 M W i t i i ,

3 0MWVcore X 1 77 assembliea/coreX 208 rods / a s semblyX 365.76 cm/rod

= 2.2W/CID = 2.2 j / s e c • cm

J 2.2

sec-cm | - x ( 0.94 cmf X 10.98 g / c m 3 X 0.92 5 X 0.32 j / g - ° K i l°K/sec

- 1 3 5 -

JAERI-M 8373

(hH)

B & W Be 9 t E s t im a te

刷四回縦揺

破裂圧力(ba rs)

第A.30.2図ふ〈れ破裂実験デ -j1.の比較

(炉内令よび炉外実験)

室温での内圧と，破裂時の外圧をパラメータにとって，彼裂温度を 4クース求める。

結果は下表のとj;>'!J。

破裂時燃料棒内圧(室温換算)

外圧度温

30 a tm 650 ps i 1 5 200F 826t;'

1000 I 6 1 0 876

40 650 1 4 10 765

1000 1 480 804

これから， 8 OO.c近辺κなった時，燃料棒は破裂したとみてよい。第 A.30.2図

によると実験値の上，下限の幅は， ζの破裂温度近辺で 100.c位である。

次に燃料棒がヒートア y プされて， 8 OO.cに到達するのに要ナる時間を推定する。

ヒートアップ開始時の燃料棒の発熱は，崩壊熱だけである。これを 30MWとすると，

平均燃料棒出力は

1 30MW/core X

177 Rssemblies/coreX 208 rods/assemblyX 365. 76cm/rod

= 2.2w/cm=之2j/sec' cm

完全断熱として温度上昇速度は，

1 2.2 X キlO

K/secsec' cm tx (0.94cm)2 x lO.98g/ cm3 xO.925 x O.32j/g・OK

-135-

JAERI-M 8 37 3

t o t , M S o e - h 7 ! ' / 5 8 M o ® g i - ~ 2 7 0 t i t J i , 8 0 0 t i T#j&'t.z>©K:iftS4 8$rBE|tt, 5 3 0 # , |f)9 » T € > S o

4. # # : «

(1) D O C K E T — 5 0 3 2 0 - 4 7 0, " T H R E E M I L E I S L A N D N U C L E A R

S T A T I O N U N I T — 2 , A n a l y s i s of f u e l p e r f o r m a n c e d u r i n g S L B A " ,

1 8Nov., 1 9 7 7 .

(2) F i s h e r , M. e t . a l , : Nuc l e a r S a f e t y , 1 9 C 2 j , 1 7 6 ( 1 9 7 8 ) .

- 1 3 6 -

JAERI-M 8373

従って，燃料棒のヒートアップ開始時の温度を， -270"Cとすると. 800.Cま

で昇温するの K必要念時間は. 530秒，約 9分である。

実際には，蒸発と蒸気流による熱除去があるので，乙の時間よ bはかな b長いであ

ろう。

(飛岡)

4. 参考文献

(1) DOCKET-5 0320-47 O. .. THREE MI LE 1 SLAND NUCLEAR

STATION UNIT-2. Analysis of fuel performance during SLBAぺ

18Nov..1977.

(2) Fisher. M. et. al. Nuc lear Safeもy. 19(2).176(1978).

-136ー

JAEBI-M 8 3 7 3

A . si mm mn m © m £

L i t e T M I - 2 i F O i 8 S l i J m&mt&MK7 0 FPDSK©*R«S#S>- , ) t t#At , tL

-© o

2. 3r fife B & w S h o t t * ^ - ^ ^ * ^ © ^ . ilte&#&0-' E#«fJ^ L^Wti©it*

1800

soo

REPRESENTATIVE LEAD BURNUP ROD

OPERATING RANGE FOR ALL RODS IN ONE REGION

I 7 0 F P D = 1 6 8 0 H R ,

0 1.6 8 5 10 IS 20 25 T I M E ( 10 d HOURS )

3. m * ± 0 i » . -t©P9Ett, 3 a f e ^ # T " C 8 9 5 ~ l 3 5 0 P 8 i a g f i t * 4 „

( SIM ) 4. ##3Stm

1) DOCKET— STN—5 0 5 7 2— 2, Wes t i nghouse Safe ty A n a l y s i s R e p o r t ,

R E S A R - 4 14 , Vol. 2, 19 7 6.

- 1 3 7 -

JAERI-M 8373

A.31 燃料棒内圧の推定

1.自的 TMIー 2炉の燃料棒は，事故開始前t'C70FPD程度の燃焼があったと考えられ

る。燃焼K伴って放出される核分裂生成物ガスによる燃料棒内圧上昇の程度を推定す

る。

2.方法 B&W社の計算データがないので，運転条件及び初期内圧がほぼ等しい豆社の計算

を代用する。

4

cf.l

1800

o.. 1600

同

g 回目

同

re 1400

凶 13501.....'"

21; 「ー-E喧 1国 1E-< Z 1200トー i

o 。|凶 i

炉.:l

E 1000卜h‘ 1

895山・・iiif.-ー一一ーーJ70FPD= 1680HRs

REPRESENTATIVE LEAD BURNUP ROD

OPERATING RANGE FOR ALL RODS IN ONE REGIO

800 0 1.68 5 10 15 20 25

T 1 ME ( 103 HOURS )

3.結果上図よ.9，その内圧は，運転条件下で 895-1350psia 程度である。

(飛岡)

4 参考文献

1) DOCKET-STN-50572-2. Westinghouse Safety Analysis Report.

RESAR-4 14. Vo 1. 2. 1976.

~ 137ー

JAERI-M 8 37 3

A . 52 mftm>z>mw®mi*ilS'^<D&ig%<iti.&mpi'gum±&&g.®m%.

i. ftx&mmomn B W R O L o c A«$<D)t&wmfflmMj&&&m%T?° ?? ARADPACK ftffli^, feLTo*

7 X 7 M * t ^ , **© i ^ftm-hmnm, m<0i(±mpr#t-tz>„ p w R t i i t

o :g

M f l - # j g B © S * 8 0 0 , 9 0 0 , 1 0 0 0 , 1 1 0 0, 1 2 0 0 , 1 3 0 0°C <D 6 & ?) MV , fttSaffittM^KX J> 1 0 0 , 2 0 0 , 3 0 0°Cffi>i§£-3:#;c.-&o

2. itJffiMfiUffi-kîSgogtgr

i W f ( ^ * * n - ( 4 ) 0.09 4 c a l / c m t

l i S f S f ( 3 0 4 S S ) 0.2 15 » *M ^ V ( $1 100®<kfS^) 0.472 " ft 0.7 8 1 c a l / c m t

' C / s e c ewes** cal /cm sec

/ & § * cal/cm°C -etm-t-t &c

3. t t * t t *

T g t t - t n ^ J t £ S K J ; # S J l (°c/sec )-e&£„ Sr4 ( cal /cm- sec ) ,

80 0C 9 0 OC 1 000C i 1 O O C 1 20 0C 1 3 O O C

- 3 0 0 C 4.4

5.7

6.0

7.7

7. 9

1 0.1 1 0.2

1 3.0

1 2.8

1 6.4

1 6.0

2 0.4

- 2 0 0 C 3.4

4.4

5.6

7. 1

5.9

7. 6

7. 6

9.7

9.5

1 2.1

1 1.7

1 5.0

- 1 0 O C 2.0

2.5

2.6

3.3

3.3

4.3

4.2

5.4

5.3

6.7

6.5

8.3

(Kgii)

1 3 8 -

JAERI -M 8373

A.52 燃料棒から制御棒案内管への熱穏射による案内管温度上昇速度の推定

1. 幅射伝熱量の計算

BWRのLOCA時の燃料棒聞編射熱伝達解析プログラム RADPACKを用い，以下の条

件で制御棒案内管が受け取る単位時間単位長あた b幅射伝熱量を計算する。

。計算体系

7 X 7燃料束を考え，中央の 1本だけが案内管，残りは燃料棒とする。 PWRを模疑ナ

るため，燃料束まわりのチャンネルボックスは完全反射体と考える。各部寸法はTMI

-2炉のものを使い，燃料棒と案内管の穏射率は 0.8と仮定する。

。表面温度

燃料棒表面温度を 800，900，1000，1100，1200，1300'Cの 6通 b選び，案

内管温度は燃料棒温度よ 9100，200.300"c低い場合を考える。

2. 制御棒温度上昇速度の計算

。案内管と制御棒の単位長当 b熱容量

案内管(ジルカロイ 4)

制御棒被覆管 (30488)

ポイズン(銀 10096と仮定)

。温度上昇速度

O. 0 9 4 c a 1 / cm'C

0.215 H

0.4 72

ド温度上昇速度穏射伝熱量|

'C/see leal/cmsecl /(f12再3. 計算結果

計 O.7 8 1 c a 1 / cm固C

で計算できる。

計算結果は以下のと$'9である。ただし，上段は案内管への稿射伝熱量(eal/cm' sec )，

下段はそれによる温度上昇速度 ('C/sec)である。

ぶ話TT800む 900む 1000t' 1 1 00む 1200t' 1300む

4. 4 6.0 7.9 1 0.2 1 2.8 1 6.0 -300t'

5.7 7.7 1 0目 1 I 3.0 1 6.4 2 0.4

3.4 5.6 5.9 7. 6 9.5 1 1. 1 -200t'

4.4 1. 1 1.6 9.1 1 2.1 1 5.0

2.0 2.6 3.3 4.2 5.3 -100t'

2.5 3目 3 4.3 5.4 6.1 8.3

(阿部)

-138-

JAERI-M 8 37 3

A . 3s mn®mn BL<D m%.

i. a & «tb*i-fe-*^=sn*.^©a*ftEJitws:^fc, ***&»#*» * * £ •*-&<,

2. 15 m M3i<Dm®z- V7 •>?%&{ # H T R E A T S ) , RD--&fS&m#IfcSI*^J ( -

i i c , T M I - 2 i ! P © ^ t l ^ : f f l % i S ^ - t S o

* « ttR*m££ft « « « ffl » *t ffi » to *

# # > « #tl7 0cm

^ © l * © * ^—y7v^ *m, He **S5W©e- |.7

- S » < f t t t g 3 * t l 6 . 5 cm Kfr/fc

J), 3 6 - 6 0 * ® f t

F R F - 1 F R F - 2

F R F - 1

F R F - 2

( T R E A T * K )

# # > « #tl7 0cm

^ © l * © * ^—y7v^ *m, He **S5W©e- |.7

- S » < f t t t g 3 * t l 6 . 5 cm Kfr/fc

J), 3 6 - 6 0 * ® f t

131 j

1 3 7 C s

U 8 5 Kr

1 3 3 Xe

0 . 1 9 *

0.0 6

0.0002

0.0 9

0.14

0 .12*

0.2 8

1.6 X 10" 7

0.0 9

0.14

I F A - 6

8

1 9

21

2 5

1 0 3

1 3 0

137

1 2 2

1 4 5

2 2 5

B W R l M X 5 * ' - ^ KA-, P C M I E J : o - C 4 * f f i a L ^ o

7 * ' ' ^ V* B W R 1 H * ,

D O j ' M ^ ' ^ B I 2 X 6 *

UOzî^s . HKM4 3 X 7 *

B W R l M * 2 * , *55dft 580mm, ^S^-^ ' lJêfe^Jife*.

BWR-S-'f X, 8*'-=>- K * ( 2^7-^^") , * # / * 540mm, W&&*—*T,? l,700MWd / t uo8

B W E t - I X , 8 * ' < v K * ( 2 ^ 5 ^ ^ ) , #2»ft460~5O0 mm, « 3 f * * f f c * f c

1 *

1 *

1 *

1 * © * & * * # £ fi3 120, 10, 40 , 70mm ®9 *? •* 9, if) 0.5—3mm

1 *

2 * © * & * M * K ! I - * , 1 * K tt, 3 ^ 3 f ( C 5 7 - 1 1 7 m m f t , 3—5 mmrfl <D9 y -J 9

2 - 3 *

1 8 *

fi3j5[Rj-?2#, 0 - f f « © - g | S

50mmtt©?i : , §6<t

1 * © * S « ^ » W (RiPtos-asftfc

i *©«**#© -kassssos*

J 3 1 I < 0 . 2 *

< 0.1

3

0.6

1 0

0.5

1 — 0.6

1

1 3 1 I 2 0 * , 1 3 3 X e 4 0 *

4 0

0.2

2) P C M I - ^ h y d r i d e f a i l u r e K X & % © t t , t ^ K * 5 s » ^ # : * : t < -C%,

j

I - 1 3 9 -

JAERI-M 8373

A.55 燃料破煩程度の推定

1.目的報じられた一次冷却系への放射能放出量から，燃料破損状況を推定する。

2.方法過去の燃料ヒートアップ実験(米国 TREAT炉)}，及び供試燃料棒破損実例(ハ2)

ルデン HBWR)などから，放射能放出量と燃料破損状況を対比させ，その情報をも

とに， TMI-2炉の彼損状況を推定する。

名称供試燃料集合体破損状況放射能放出量

FRF-l FRF-2 1311 0.19係 0.1 2%

137 Cs 0.06 0.28

U 0.0002 1.6 X 10-7

85Kr 0.09 0.09 133Xe 0.14 0.14

FRF-l 11本バンドル， BWRサイズ， 1燃料棒はふ〈れ破裂(全数)，有効長約 70cm

FRF-2 中央の 1本のみ Jパξ一ン7タJイプぺ|ふ〈れは長さ約 6.5c叩u山1燃料， He水蒸気中のヒートア IT，36-60唖程度y プ実験 l

(TREAT実験)

8

本

本

本

JJ J 1く 0.2%

く 0.1

1 FA-6 IU02ベレット燃料 5本パンドル

19 11 3

BWRサイズ 5本パy ドル， 1 1本の燃料棒に長吉 12仏 10，21 IPCMI~ よって 4 本破損した。 1 40， 70 mrnのタラフタ 0.6

|巾 0.5-3mm

25 IU02ペレット燃料 6や ξンドル本 1 0

7本パンドル BWRサイズ， 12本の燃料棒Kリーク， 1本K103 IU02パイパ，， 11燃料 |は， 3 ナ所~ 57-1l7mm長， I 0.5

3-5mm巾のクラクタ

130 IU02パイバ g ク燃料 2 X 6本

137 lu02ペレット燃料 3 X 7本

2-3本

18本

1-0.6

122 BWRサイズ 2本，有効長 |長さ方向で2分，分断部の一部580mm，燃料中心溶倣実験中， 1がま〈なっている。その上端燃料棒曲 lJ~ よるパ-;/アウト 150mm位の穴，脆化

1311 20%， 133Xe 40係

145

BWRサイズ， 8本バンドル白

( 211ラスjI) ，有効長 540mm， 11本の燃料擦が分断破領時ハーン 7"プ1.700MWd1燃料が一部費失/t U02

40

225 BWRサイズ， 8本パY ドル( 2クラスjI)'，有効長460-5∞11本の燃料棒の上部端栓の喪失mm，局所水素化実験

0.2

これらの実験から

1) ヒートアップ中の破裂Kよる水蒸気中への放出はギャップ放射能だけである 3

ふくれ破裂にとどまっていれば.蓄積量の 1%以下

2) PCMIや hydride failure ~よるものは，いかにクラ y クが大きくても，

放出量は蓄積量の u語以下

一139ー

JAERI-M 8 37 3

mi<o%.ttiMfr&%;ki.±bm< £&©tt i) mmtmmL>i:^2>fr, LX^Z < xi>mm<omui: &^>fcigf (uo2~<i/-y u s -

2) U l S t t , 4?4 < £ 4 lOOOfcJM±©^!So 3) l l f i f a o S S t t f K , S S ^ i n ) i c 2 c M ± ( c ^ i r 5 f t - c ^ * o 4) - S P U O ; , ^ ! - * h ^ ^ - ^ ^ l ^ - f S g S K , ^ * 4 # F 9 # ^ * P * K £ t 5 - C w a 8 h o u t 3

3. ife i l 4 1 1 2 Bft© r * S T M I J J £ ^ £ % « / 5 l T » i & ! ! S ^ ; t ^ ! 8 ' g f J fi*4^2-3-^K: S t P < £ , liF-lM i " * y r U - © 6 ~ 8 %© IS.O* Cs #— {fc^SPTJC^SktH-SnTti

±K.m-<it9ktfc&$k<D* t&frb, T M I - 2 © $ £ i t t

Ztl, - g|S© MS £ ^ V y h ^ ^ f ^ ^ B J K * , ^ W J 0 "tL-C, j&ift'Xl'S' r # I M K t t t l J r j K S o t , F P ^ w a s h out 3*1. T ^ -£> © Xbtft ^#» J

( SIP )

4. i f t l 1) L o r e n t z , R. A., Hobson, D. O., P a r k e r , Q.W., Nucl . Tech. C l O .

( Aug. 19 7 1 ) , p5 0 2. 2) O t t e r s e n , U., " O p e r a t i o n a l Expe r i ence w i t h F a i l e d Fuel

Assemblies at H B W R " , H P E 10 8, 19 6 9 .

- 1 4 0 -

JAERI -M 8373

1311の放出量が数%以上と高〈なるのは

1) 燃料が溶融しているか，してい念〈ても相当の高混となった時(U02ペレァト燃料

(IC(らべると，パイパック燃料の方が放出は著しい〉。

2) 被覆温度は，少な〈とも 1000'C以上の高温。

3) 燃料穣破損の程度は著し<，長さ方向(lC2つ以上κ分断されている。

4) 一部 U02~ レクト燃料が喪失する程度{IC，燃料棒内が冷却水によって wash outさ

れている。

a結論 4月 12日付の「米国 TMI原子力発電所事故調査派遣者報告」資料第 2-3号に

基づ〈と，炉心インベントリーの 6- 8 ~語の I 及び Cs が一次冷却水へ放出されたと

している。この量は，今後時間経過と共{IC，さら K上昇するものと予想される。

上に述べた実験結果のまとめから， TMI-2の破損は

「炉心の相当部分(少なくとも 2596以上)にわたって，燃料棒がい〈っかに分断

され，一部の被覆とベレットが行方不明になっている。そして，燃料ベレツトが

直接水に触れるようになって， F Pが wash ouもされているのではないかJ

と想定される。炉心の 1/2以上がその様になっているとしても，それ程驚(Iてはあ

たらないといえよう。

(飛岡)

4.参考文献

1) Lorentz， R.A.， Hobson， D.O.， Parker， G.W.， Nucl. Tech. (11)，

(Aug. 1 971 )， P 502.

2) Ottersen， U.， "Operational Experience with Failed Fue!

Assemblies at HBWR>> ， HPR 108， ! 969.

-140ー

JAERI-M 83 7 3

. 54 tic%mfrmKx&foM #*&&&& ft£»7k<¥^<Dmmi&&.

£ * - r i i © t S W f t 1 0*4-*-*o * ^ © * + -^©i§» t t ^> ' U -MU(cfi£5 " b o t - t S o

tf If ^

Ci B 1 22.4 H = = — - X W x f r x 3. 7 X 1 Q10 X E X Q X 1 0 6 X x

W 6.023 X 1 0 2 3 100.0

X 3 6 0 0 X 2 4

O i = 1.9 8 C t " ° - 2 - ( T + t ) " ° - 2 3 - W

H : * ^ © £ $ ^ ( m V d a y ) ( S T P )

Cj :. * ~ - U - S i

W : IS :!?>&# £ ( W a t t )

F r : i * a - ! ) - | | ' O r I S 4 * ( = t t 5 i t 5 )

E : # ) a * ( =0.1 i t s ) G : G i ( = 0.5 # i V 1 0 0 eV i t J )

T : iSfcBlfc ( d a y s )

t : • f f lLÔftSPWeg ( d a y s )

* ^ © l § # P ^ ^ * ft Jfc^ T * t o S „

P r 0

P . P 0 : E J ( a t m )

x , x 0 : E # P , P 0 © t t ©f i f f i j g f f f i ( N m V m 3 H 2 0 )

- 1 4 1 -

JAERI-M 8373

A ，34 放射線分解による水素ガス生成及び冷却水中への溶解特性

1.目的

事故発生後炉心露出が想定されるまでの比較的短時聞の水素発生量及び冷却水への溶解状

態を推定する。

Z 仮定

水素発生は放射線分解によるもののみとし，燃料破損が無いので r線の寄与のみとする。

な $or線の有効率を 10 ~届とする。

水素の水中への溶解はへンリー則に従うものとする。

a 計算式

水素生成率を次式で求める。

れ 22.4H=二土XWXFrX 3.7 X 1 010 XEXGX 1 06 X _ _~~~. _ _n X一一一

6.023X10“ 100.0

X3600X24

C i 0-: 1.9 8 C t -0，2ー(T+ t )-0.2コ'W

ただし

H:水素の生成率 (m3/day) (STP)

Ci;キ品ーリー数

W;原子炉熱出力 (Watt)

Fr;全キューリー中の r線寄与率 (= 0.5とする)

E:有効率 ( = 0.1 とする)

G:G値(= 0.5分子/100eVとする)

T:運転日数 ( d ay B )

停止後の冷却期間 ( days )

水素の飽和溶存量を次式で求める。

p x=ー一-.Xn

Pn o

ただし

p， Po 圧力 ( atm)

X， Xo 圧力 P，Poのときの飽和溶存量(Nm3/1皿 3H20)

-141一

JAERI-M 8 37 3

4. mntc&mLit&w;

T = 8 0 H, W= 2770MWI F r = 0.5 E = 0.1 Q = 0. 5 &•=?•/ 1 0 0 eV

P 0 = 1 atm x 0 = 0.0 17 NmVm 3 H 2 0 ( U& K t Z&ft l/i'P £ ^ <D - C f i l K JC h -f — Sffl

i i £ « ^ - & )

H A . 3 4. 1 E |{C^- t 0

4 fc, ftSP*ftSi* 5 0 , 1 0 0 , 2 0 0 , 3 0 0 , 4 0 0 m 1 i L f e i t O , EE# <!: f&fPjg^fi i O B I ^ * ^ A . 3 4 . 2m%^ô

- 1 4 2 -

JAERI -M 8373

4. 計算に使用した数値

水素生成率に関し

T= 8 0臼. W=2770MWt

F r= 0.5

E = 0.1

Q= 0.5分子/100eV

溶存量K関し

Po = 1 a tm

Xo = 0.0 1 7 Nm3/m3H20

5. 計算結果

(温度による変化は少ないので温度によらず一定値

と近似する)

放射線介解による水素究生量について，上記の計算式による 10時間後までの計算結果を

第A. 34. 1図K示す。

また，冷却水体積を 50. 100. 200. 300. 400m3

としたときの，圧力と飽和溶存量

との関係を第A.34. 2図K示す。

(藤城)

-142-

JAEEI-M 8 37 3

n 4 0 0

*

ft (Nm 3)

(NmVday )

0 1 2 3 4 5 6 7 8

Bf.-?ffiftlk&lim<%m (hr)

in A . 34. i in m.^m»m^x.^>^.m§%Â<oi

9 10

ft*P*4 4 0 0m 3 3 0 0

4 000

3000

m m »

(Nm 3) 2000

1000

150

ggA.34. 2|gj i%m7k^^<D^m<Dfkm^mitE.ij<Dm%

-143-

JAERI-M 8373

単位時間当

b発生量

(Nm3/day)

400

300

200

100

ト¥単位時間当 D

、争発生量

¥ ¥¥

50

40

30

20

10

水

素

発

生

量

(Nm3 )

0 10 9 8 7 6 5 4 3 2

。。(hr)

放射線分解による水素発生量の推算結果

原子炉停止後艇邑時間

1図第 A.34.

300m3 400m3 冷却水量

4000

3000 飽

和

浴

解

量 2000

(Nm3)

1000

。。 150 100 50

( atm )

冷却水中への水素の飽和溶解量と圧力の関係

-143-

力正

2図第A.34.

Date post:	22-Jan-2023
Category:	Documents
Upload:	khangminh22
View:	0 times
Download:	0 times

T M imtfccommmt • twa^* - International Nuclear Information ...

Documents