公開ワークショップ「福島第一原子力発電所事故による環境放出と拡散プロセスの再構築」

ソースターム推定に関する考察
平成24年3月6日
京都大学大学院工学研究科
原子核工学専攻
杉本 純
1

内容

１．はじめに
２．大気拡散からのソ スタ ム推定
２．大気拡散からのソースターム推定
３．炉内解析からのソースターム推定
４．ソースタームに関する考察
タ ムに関する考察
５．まとめ

2

１ はじめに
１．はじめに¾ ソースターム（環境への放出核種、放出
タ ム（環境放出核種 放出量、放出タイミング）については、大気拡散(SPEEDI)及び炉内解析(MELCOR)と原理的に異なる方法により推定¾ ソースタームに関して、従来実施されたシビアアクシデント研究で得られた知見等に基づき、各推定について考察

3２．大気拡散からのソースターム推定
大気拡散
タ推定（SPEEDIを用いた逆推定、JAEA茅野ら）

３．炉内解析からのソースターム推定（MELCORに基づく推定 NISA/JNES 星ら）（MELCORに基づく推定、NISA/JNESBWRのノーディング例

MELCORの主なモデル
燃料からのFP放出CORSOR-Mモデル1)
FRC: Fractional Release Rate Coefficient（放出率速度係数、その温度における単位時間当たりの核種の放出割合）
FRC=KO(I)*exp(-Q(I)/1.987E-3*T)
ここで、KO(I):核種Iに固有の定数（1/min）
Q(I):活性化エネルギー（kcal/mol）
T：温度（K)
1.987E-3：ガス定数1) M.R. Kuhlman, et. Al., "CORSOR User's Manual," NUREG/CR-4173 (1985).

FP挙動モデル(ARTコード、梶本らより。MELCORもほぼ同等）
均一相核形成

蒸発凝縮

再蒸発凝縮
崩壊

化学吸着
乱流凝集

ブラウン凝集層流, 乱流ブラウン拡散

拡散

重力沈降
凝集

気液分配
拡散泳動

吸湿性
重力沈降

スプレイ
液滴熱泳動
拡散泳動

慣性衝突

気液分配

FP放出源
さえぎり気相フラッシング

液相

γ線

気液分配
拡散
気泡

FP放出源
ヨウ素化学モデル

重力沈降
スクラビング溶解

気 体流れによるFP輸 送

気体 状FPの移行

液体 流れによるFP輸送

エアロゾルの移行

フィルタ

再浮遊

2号機におけるCsIの分布 (JNES)
D t
Date

3/12

1.0

①②3/13

3/14

3/15

3/16

3/17

④ ⑥⑧⑤ ⑦

③3/18
1F2

0.8
CsI disttribution (--)

RPV
W/W

0.6

D/W
R/B

0.4

W/W

FHB
Environment

RPV

0.200
0.002448

72
96
Relative time (h)120144

Fig. Distribution of CsI(unit 2) [TEPCO-2]①RCIC start manually, ②SBO, ③Water source change from CST to S/P, ④RCIC stop, ⑤Sea water inject., ⑥RPV depressurized (S/R valve-1 open), ⑦S/R valve-2 open, ⑧Impact
sound2号機におけるCsの分布 (JNES)
Date

1.0

3/12

①②

3/13

3/15
④ ⑥
⑤ ⑦③0.8
Cs disttribution (-)

3/14

3/16

3/17

⑧

3/18
1F2

RPV
W/W
D/W

0.6

R/B
FHB

0.4

W/W

Environment
RPV

0.2

00.00
024

48

72
96
Relative time (h)

120

144

Fig. Distribution of Cs (unit 2) [TEPCO-2]①RCIC startt t manually,ll ②SBO,
SBO ③Water
W t source changehfromf
CST tot S/P,
S/P ④RCIC stop,t⑤Sea water inject., ⑥RPV depressurized (S/R valve-1 open), ⑦S/R valve-2 open, ⑧Impact
sound

環境
環境への放出量の推定結果
放出量 推定結果
1号機

2号機

3号機

合計X 133
Xe-13333.4×104 1018

33.5×105 101844.4×104 101811.1×10
1 1019I-131

1.2×1016

1.4×1017

7.0×1015

1.6×1017

Cs-134

7.1×1014

1.6×1016

8.2×1014

1.8×1016

Cs-1375.9×1014

1.4×1016

7.1×1014

1.5×1016

Sr-89

8.2×1013

6.8×1014

1.2×1015

2.0×1015

Ba-140

1.3×1014

1.1×1015

1.9×1015

3.2×1015

Te-132

2.5×1016

5.7×1016

6.4×1015

8.8×1016

Ru-103Ru103

2.5×102.51009

1.8×101.81009

3.2×103.21009

7.5×107.51009

Pu-241

3.5×1010

1.2×1012

1.6×1010

1.2×1012

Cm-242

1.1×1010

7.7×1010

1.4×1010

1.0×1011

合計(Xe除く)

3.9×1016

2.3×1017

1.8×1016

2.9×1017(Bq)

環境に放出された放射性物質の推定量
機関

ヨウ素131
ウ素

セシウム137
シウ

原子力安全・保安院(4月)＊

1.3×1017

6.1×1015

原子力安全・保安院(5月) ＊1.6×1017

1.5×1016

原子力安全委員会(5月) ＊＊1.5×1017

1.2×1016

日本原子力研究開発機構

1.3×1013×1017

0.9×1009×1016＊

原子力安全基盤機構による原子炉の事故進展解析に基づく推定（単位 ベクレル）（単位：ベクレル）＊＊ 日本原子力研究開発機構による環境モニターデータと拡散解析(SPEEDI)に基づく推定

11４．ソースタームに関する考察
4 1 シビアアクシデントの主な現象
4.1
格納容器
燃料からのFP放出
原子炉冷却系内移行
格納容器内挙動

原子炉冷却系配管
高温破損

炉容器

格納容器破損
炉容器内
炉心溶融進展溶融炉心冷却

環境へのFP放出

停める

冷やす

閉じ込める

溶融炉心の挙動• 主な熱源（崩壊熱)• 冷却材、構造材との相互作用で機械的負荷（衝撃力）や格納容機械負荷（衝撃 ） 格納容器加圧（ガス発生）• 冷却の可否と防護壁への影響が重要

核分裂生成物(FP)の移行挙動

高圧融体放出格納容器直接加熱(DCH)
溶融炉心/冷却材相互作用(FCI)(水蒸気爆発含む)
炉容器外溶融炉心冷却

水素燃焼/爆燃/爆轟
炉容器破損
溶融炉心/コンクリート相互作用(MCCI)• ガス、エアロゾル等として移行• 1次系から格納容器内へ、格納容1次系から格納容器内へ 格納容器から環境への放出時期・量・化学形が重要（ソースターム）

防護壁の耐性• とくに格納容器は最後の障壁• 破損モード、時期が重要

シビアアクシデント時の現象解明のための研究
z 超高温の炉心融体、放射性物質の移動等、過酷環境下、複雑な系の熱流体力学、物理、化学の混合課題
12[参考：ATOMICA<http://www.rist.or.jp/atomica/>]13

照射済み燃料からのFP放出実験(VEGA)(原子力機構)
エアロゾル粒径分析(カスケードインパクタ)

γ線計測装置フィルタ（エアロゾル捕集）

温度勾配管
(TGT)
RF加熱装置

γ線計測装置
供試燃料

フィルタが収納されたケース

カスケードインパクタが収納されたケース

特徴○最高温度；3150K○最高圧力；1.0MPa○高燃焼度UO2燃料及びMOX燃料からの低揮発性FP及びアクチニド放出○温度、圧力、雰囲気の影響を調べる

O2/H2 濃度測定

ガス供給系

放出メカニズムの解明
放出モデルの改良

希ガス・ガス状ヨウ素
捕集

ソースターム評価における不確かさを低減

日高、J. Nucl. Sci. Technol, 48, No.1, pp.85-102 (2011).
14

Phebus-FP実験[参考：ATOMICA<http://www.rist.or.jp/atomica/>]15

ヨウ素を含むガス[参考：ATOMICA<http://www.rist.or.jp/atomica/>]16

４．2 大気拡散からの推定に関する考察
ピークと炉内事象の関連
1号機RBの水素爆発(3/12, 15:36)
3号機RBの水素爆発(3/14 11:01)
3号機RBの水素爆発(3/14,2、3号機の格納容器からのベント
2号機の圧力抑制プール付近の破損(3/15 6
(3/15,6:00頃)00頃)

全体トレンド
初期蓄積量 Cs:I 約10:1
ヨウ素はCsI、残りはCsOH
両者の挙動は類似、I-131の半減期は8日、Cs-137は30年全体トレンドは定性的に妥当
3/23, 3/30のピークは、注水不足による炉心温度上昇？

参考（「IAEAに対する日本国政府の追加報告書-福島原子力発電所事故について-（第2報）」より）

18

水素爆発によるソースタームの増大
高速流れによる再浮遊

参考：他の増大要因

減圧による再随伴

高温による再蒸発
放射線等による再揮発J. Sugimoto, et. al. OECD NEA/CSNI/R (94) 30 (1994)より
19

４．３ 炉内解析からの推定に関する考察（１）(1)格納容器内現象（燃料からのFP放出、冷却系配管内の移行・沈着挙動）については 燃料リロケーションや圧力容行・沈着挙動）については、燃料リロケーションや圧力容器下部の状態予測について不確実性はあるものの、燃料からの 放出は温度で、環境中 の放出は格納容器は破損
らのFP放出は温度で、環境中への放出は格納容器は破損口面積とベント回数でほぼ決まるため、ソースタームの積算値の観点からMELCORコードはほぼ適切に予測( )ただ(2)ただし、最近のMELCOR解析では、2号機の格納容器破損口
最近
解析
号機 格納容器破損をS/CかPCV上部に置く仮定するかでソースタームが桁違いに変化（プールスクラビングの効果）

20

最近の解析(H24.2)
最近の解析(H242)
・SC保有水の成層化
・トーラス室に海水流入・早期PCV漏洩想定せず

圧力抑制室保有水の温度成層化による原子炉格納容器初力等への影響等の検討、JNES, H24.2
21圧力抑制室保有水の温度成層化による原子炉格納容器初力等への影響等の検討、JNES, H24.2
22

４．２ 炉内解析からの推定に関する考察（２）(3) 大気拡散からの推定に関する考察と同様、原子炉建屋またはタービン建屋地下溜まり水からの気液分配反応、及び原子炉建屋内構造物へのFP沈着と水素爆発時の再蒸発または再浮遊により、ソースタームの増加は実際には緩やかに増大していると考えられるが MELCORでは適切にモデル化されていない考えられるが、MELCORでは適切にモデル化されていない。
(4)原子炉建屋またはタービン建屋地下溜まり水に溶解ヨウ素の再揮発化(I2ガス）については、炉心 の注入水や地下素の再揮発化(I2ガス）については、炉心への注入水や地下水の流入が継続的にあったのに加え、比較的早い段階でヒドラジンが投入されたので、溜まり水が酸性化したとは考え難い。そのためヨウ素の再揮発化は考慮不要(5) ヨウ素及びセシウムの化学形（PHEBUS/FPT-3実験で観測されたB4C制御棒が存在する場合のCH3I生成増加 JAEA観測
されたB4C制御棒が存在する場合のCH3I生成増加、JAEA観測結果によると、気体状セシウムが30%以上）については、MELCORではモデル化されていないので、今後検討が必要
23

５．まとめ
9 大気拡散からのソースターム推定(SPEEDI)は全体トレンド
は定性的にはほぼ妥当 計算されたピークは炉内事象（水は定性的にはほぼ妥当。計算されたピクは炉内事象（水素爆発、格納容器ベント、炉心温度上昇等）と多くは関連
9 炉内解析からのソースターム推定(MELCOR)は、モデルの制炉内解析からのソースターム推定(MELCOR)は モデルの制約から実際に比べて比較的短時間に放射性物質が環境中に放出される傾向。放出総量に放出される傾向。放出総量については、格納容器破損口をては、格納容器破損 をどこに置くかで結果が大きく変化。PCV上部に破損口を仮定すると逆推定とオーダー的に一致
9 両者の総放出量がオーダー的に一致するのは妥当と考えられるが、計測データの不備、計算の仮定などに不確実性があることから、ファクター5程度の不確実巾と思量。今後精査（漏洩の発生時間、漏洩箇所、破損口、海水の浸入等）が必要
24