熱力学モデルによる1 号機事故シナリオの検証
以下転載：
http://www.ifs.tohoku.ac.jp/maru/atom/HTCRep/HTCRep.26.2.pdf
PDF 33P
東北大学 流体科学研究所 圓山重直
（2013/02/10 作成）
（2013/03/03 改訂）
概要
熱力学モデルを構築し福島原発1号機の熱流動現象解析を行った。RPV（原子炉圧力容器）が初期に小規模漏洩を起こし、ICが動いていたという仮説を導入すると、ほとんどの計測データが説明できる。著者の推定が正しければ、大規模な燃料漏洩がなかった可能性がある。また、非常用凝縮器（IC）を動かし続けた場合には、1号機崩壊を防げたかもしれない。さらに、既存の原子炉にICの増設を実施しバックアップ冷却設備とすることによって、沸騰水型原子炉（BWR）の安全性が増すことができることを示した。
本改訂版では、Ver.1で推敲が不十分なところを訂正した。また、熱力学モデルの詳細、原子炉の安全を高めるための提言について加筆した。
目次 頁
１．はじめに 1
２．事故当初の1 号機事象の再検討 3
３．解析モデルと初期条件 5
４．東電および前報の事故シナリオによる熱力学モデル解析 9
4.1 津波以後IC が起動しなかった場合の事故シナリオ解析 9
4.2 IC が作動した場合の事故シナリオ解析 11
５．本報の事故シナリオによる熱力学モデル解析 15
5.1 本報の事故シナリオ 15
5.2 熱力学モデルによる熱流動現象解析 18
5.3 事故シナリオの検証 22
６．原発事故は止められたのか（タラレバの事故検証） 23
７．原子炉の安全性をより高めるための提言 26
８．あとがき 27
文献 28
参考資料 29
１．はじめに
著者らは福島原発事故直後から事故解析と早期収束の提言を行ってきた［1］。さらに、それらの事故解析を分かりやすく記述した小説も出版した［2］。事故当初からの解析[1]では、早くから原子炉格納容器（PCV）の破損を予測していた[文献[1]のHTC Rep.14.2, 2011/5/11、以下(HTC Rep.14.2, 2011/5/11)と記す）]。その後、東京電力（TEPCO、東電）も5 月25 日にPCV に穴が開いていると発表している。また、著者が、水位計が不正確な値と出していると発表した後で、1 号機の水位計の指示は「全く」間違っているとした発表を行っている。
最近では、政府事故調の報告書[3]に著者の論文[4]、[5]、[6]と偶然にも類似している記述が存在する。最近、出版された政府事故調の解説書[7]では、当初の報告書には記述されないで、著者の推定[5]、[6]や[2]を参考にしたと考え得る記述も散見する。著者は、これらの推定結果について、政府事故調が発表する前からホームページ等[1]で発表し、政府事故調の畑村氏（2012 年6 月26 日）や関係者にも発表前の論文等を送付している。
最近の原子炉内部の測定結果では、著者の予想を裏付ける観察結果も随時発表されている。
政府事故調をはじめとする諸種の事故報告書において、熱流動に関する解析は東電の解析結果を鵜呑みにしている。これらの報告書の主要メンバーに熱流動の専門家が少ないことが推察される。ちなみに、著者は熱流動を専門としているが、原発事故前は原子炉に関しては全くの素人だった。東電の解析は、米国で開発された解析プログラムに適当なパラメータを入れて解析しており、中はブラックボックスのようである。さらに、色々な理由から、1 号機の場合はIC が全く動作せずに早期に破壊が進んだという前提で解析している。計測データや作業員の目撃証言との不一致はそれらが「全く間違っている」という立場を取っている。事故後かなり後になって実施された政府事故調等の聴取では、これら「定説になった」事故シナリオを聞かされて、聴取されているので、事故当初と異なる証言が出ている可能性もある。
本報告では、これまで構築してきた原子炉の熱力学モデル[5]、[6]を1 号機に適用して、以前発表した1 号機の事故推定[4]や東電の報告[8]を再検証した。熱力学モデルを使うことによって、当時の計測データのほとんどが説明できる事故シナリオが構築できた。その解析に基づいて、IC が作動しIC の胴部に給水を続けていれば1 号機の炉心破壊は燃料の85％が流出するなど大規模なものでないことを明らかにした。さらに、IC を止めなければ1 号機の崩壊は防ぐことが出来た可能性を示した。また、IC を既存のBWR に増設することによって、原子炉の多様な安全性が格段に向上する可能性があることを提案した。本報の解析結果は以前のレポート[4] と大きく変わらないので、 (HTC Rep.25.1, 2012/12/26)に示したように、1 号機PCV の亀裂は塞ぐことが出来るかも知れない
著者が発表した解析結果や推定結果を無断で利用され、文献にも引用しないことは、著者自身としては腹が立つ。また、科学者としてエチケット違反でもある。著者の推定は必ずしも十分でなく、間違っている箇所や不正確な推定も存在する可能性も多い。これらは、公開の場や直接の対話によって議論され、より正しい推定を行うべきである。事故初期に諸先輩から色々とご指摘を頂いたが、それ以後原発関係者や当事者からのご指摘は「残念ながら」未だに頂いていない。しかし、原発事故に関してはそのようなことは、小さな問題である。
著者の推定を含め、誰の事故シナリオが正しいか、誰が間違っているかと言うことも些細な問題である。重要なのは、既成概念や「定説」にとらわれず、科学者や技術者が事故事象の解明と原子炉の完全収束にむけて努力し、国内外に多数存在する原子炉の安全性を高めることが重要である。福島県民をはじめ多大な犠牲を払った日本国民が、事故の正確な現象把握と今後起こりうる原発事故の防止に貢献することが重要であると考える。
著者は、これからも世界のどこかで原発事故は起きると考えている。そのためにも、科学者・技術者はそれぞれのメンツや対面にこだわらず、自由な意見交換と真実究明を行うべきではないか。
最後に、柳田邦夫著「マッハの恐怖」（1971 年）フジ出版社 の「あとがき」の一部を引用したい。
（前略）しかし世間一般ではどうかすると誤った責任観念からいろいろの災難事故の真因が抹殺され、そのおかげで表面上の責任者は出ない代わりに、同じ原因による事故の犠牲者が後を絶たないということが珍しくないようで、これは困ったことだと思われる。これでは犠牲者は全く浮かばれない」（岩波文庫「寺田寅彦随筆集第五巻」より引用）
２．事故当初の1 号機事象の再検討
歴史的事実は、時間がたつと徐々にゆがめられ、時の権力者に都合の良いように解釈され、場合によっては意識的もしくは無意識に定説を裏付ける史料やデータが作られることがある。歴史でも、第一次史料は重要だが、時間が経てば経つほど、事実がゆがめられ行くことはよく知られている。原発のデータや証言も、事故当初から徐々に変化しているようである。
炉心の注水に関して、1, 3 号機は2011 年3 月20 日～23 日にかけて、注水量が極端に減少したことが初期のデータに示されている[9]。しかし、その後の東電の報告によって、この注水量は間違いで注水は正常に行われているとされた[10]。しかし、原子炉温度や諸種の計測パラメータはこのとき炉心の注水量が減っていたことを裏付けている[4]，[5]。また、このときの炉心破壊が北関東の水道汚染を引き起こした可能性も示唆される（[2]の225 頁）。事故当初の東電の事故解析では、IC が全く動かなかった場合は、解析条件でもシビアケースであるとしている（[11]の別紙1-3、1-10）。
しかし、マスコミが「メルトスルー」等センセーショナルに報じたため、このシビアケースが定説になった。さらに、フェルセーフ機構を有するIC の電動駆動弁（MO 弁）閉鎖動作が予想されることから、IC は全く動かなかったことになった。事故当時、運転員によって目撃されたIC からの蒸気放出証言も「間違い」か、「余熱の湯気？？」と言うことになった[7]。
しかし、IC が動作しない事故シナリオは、当時の計測データや目撃証言と比べると多くの矛盾が存在する。
また、政府事故調[3]で全く説明できないという、IC 動作後のA 系とB 系の水位計の指示値の差異も合理的に説明できることが明らかとなった(HTC Rep.24.1, 2012/11/26)。しかし、IC 動作を仮定したシナリオでも説明できないことも多い。
そこで、事故当初の公表データをもう一度洗い直して、事故事象がどのようだったかを検証する。ここで、歴史公証と同様に、時系列の早期に書かれたデータを優先で考え、もしデータに矛盾がある場合はその理由も考えた。
表1 事故直後の1 号機の事象
番号 日時 事象 出典 脚注番号
1 3/11 14:46 地震発生、原子炉スクラム 核反応停止
2 14:51 IC A 系B 系自動起動 文献[a]2 チャート8/49 頁(1)
15:02 IC A 系B 系停止 同上
15:16 IC A 系起動 同上
15:18 IC A 系停止 同上
15:22 IC A 系起動 同上
15:24 IC A 系停止 同上
15:31 IC A 系起動 同上
15:34 IC A 系起動 同上
15:37 津波第2 波到来 交流・直流電源喪失
18:18 MO3-AO,MO2-AO弁開 ICA系起動 蒸気発生確認文献[b]、[a]4.運転日誌等(2)
18:25 MO3-AO 弁閉 IC 停止 [a]4.運転日誌等
20:07 RPV 圧力6.6-7.2MPa 文献[b](3)
20:30 IC 起動中（IC 起動） 文献[b] (4)
21:30 IC MO3-A 弁開 減圧中 蒸気発生確認 [a]4.運転日誌等 (5)
21:51 放射線増加のため原子炉建屋入室禁止
3/12 0:30 IC(A)胴側に消火系で給水中 文献[b] (6)
2:45 RPV 圧力0.8MPa 文献[b] (7)
4:15 IC(A)胴側への消火系供給は停止中 文献[b] (8)
6:20 仮設消火ポンプ注入開始 1m3 完了 [a]4.運転日誌等 (9)
6:30 2m3 注水完了 文献[b] (10)
7:55 3m3 注水完了 文献[b]
8:30 5m3 注水完了 文献[b]
9:15 6m3 注水完了 文献[b]
9:40 21m3（総量）注水完了その後も継続中 文献[b]
10:16 10:25 までに3 回ベントを試みる [a]4.運転日誌等
14:30 ベント操作 （中総でベント開始と判断） 文献[b] (11)
14:53 80m3（総量）注入完了 文献[b]
14:58 注水停止（淡水枯渇のため）
15:36 原子炉建屋水素爆発
19:04 海水注入開始（文献[b]では20:20 開始とされた）
3/14 1:10 海水枯渇のため海水注入を停止 文献[c]IV45 頁
22:30 海水注入再開
3/20～3/22 炉心への注水量が極端に減少 文献[a]7.各種操作実績とり
纏め 別紙１ （11）
表1 の出典文献
[a] 東北地方太平洋沖地震発生当時の福島第一原子力発電所プラントデータについて、平成23 年5 月16 日、東京電力株式会社、原子炉等規制法に基づく東京電力株式会社からの報告内容（5 月16 日に報告のあった福島第一原子力発電所の事故に係る事故記録等）原子力安全・保安院、
http://www.nisa.meti.go.jp/earthquake/houkoku/houkoku.html
[b] 東京電力発表、福島第一原子力発電所 プラント関連パラメータ原簿、平成23 年6 月23 日発表
[c] 原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書－東京電力福島原子力発電所の事故について－、平成23年6月、原子力災害対策本部
[d] 福島第一原子力発電所被災直後の対応状況について、東京電力株式会社、平成23年6月18日
[e] 福島原子力発電所事故調査報告書、添付資料、平成24年6月2日、東京電力株式会社
表1 の脚注
(1) 初期のIC の挙動については、事故直後のRPV 圧力データを読み取り時刻を推定した。東電のIC 稼働時間と若干の差異がある。
(2) 初期のレポートや原子炉パラメータにはIC の起動と蒸気発生が明記されている。しかし、東電が2011 年5 月23 日の事故解析で「解析結果は現実よりも厳しいものとなっている」とされている事故シナリオの仮定で、このIC 稼働が無視された後、政府事故調等でIC 不作動の情報やデータや証言などが続々度出てきた。後述の解析でも示すようにIC は作動していたとする方が当時の実測データを説明できる。
(3) 事故当時の報告では、このときの圧力は安定していなかったと報告されているが、東電の原子炉パラメータのデータでは平均値をとって6.9MPa とされている。
(4) 公式にはIC の再稼働は21:30 とされている。しかし、20:30 の原子炉パラメータ原簿にすでにIC が作動中となっている。少なくとも、これ以前にIC が稼働した可能性があるので、本報では20:30 をIC 再稼働時間とした。文献[b]を詳細に見ると、この一連の報告に公開されていないものが非常に多くある。早期の全面公開が望まれる。
(5) 21:30 のIC 再稼働は事故当時の白板の記載を写したもののようである。白板の記載を見るとAO3 弁の開と圧力減少の記載位置が微妙である。事故当初の原子炉パラメータは「21:30 減圧中、A3 弁開」と記載されている。また、蒸気発生が確認されているので、このときIC が作動している可能性が高い。
(6) 初期の報告書にはIC 胴部への給水記録がある。また、その給水を行うための消火ポンプ起動の記述もある。他の原子炉でも、消火ポンプは事故時にIC の給水を確保する一般的な手順とも思われる。もし、記録通り給水が行われていれば12 日4 時頃までの冷却は可能である。
(7) 政府事故調では、このときのRPV 圧力が炉心破壊の理由としているが、0.8MPa（ゲージ圧）の蒸気圧は、飽和温度で174℃であり、十分IC の動作範囲である。IC が動作していればRPV が破壊していなくともこの圧力になることは考えられる。
(8) 文献[c]では、「3/12 0:30 IC(A)胴側に消火器系で給水中」「3/12 1:48 にD/D の不調により供給停止」となっている。このコメントが出た背景にIC からの蒸気が出なくなったことが観察されたとも推定される。
そこで、この時間にIC が停止したとした。この理由としては、胴内の水枯渇が考えられる。しかし、その後のIC の水位計観察結果からA 系胴内には水が残っているという報告がある。従って、胴内に水はあったが燃料からの水素や放射性ガスが漏れ出て凝縮管内部に蓄積しIC が止まった可能性もある。
(9) 文献[e] 添付10-4(3) では、3/12 4:00 頃に1.3m3 の注水を行ったとしている。IC が動いていればこれは可能であるが、文献[b]により1m3 の注水終了時間を6:20 とした。5:46 注水という資料もあるが、これは注水準備もしくは注水を始めた時間と推察される。
(10) この注水量は累計なのか、前回からこの時点での注水量なのか定かではない。しかし、累計注水量とするほうが注水量に矛盾がないので、この表示は累計注水量とする。
(11) 後に、この極端な注水量の減少は間違いで、正常に注水が行われていたと東電によって訂正された[10]。
しかし、この間、1、3 号機は非常な高温になっており、注水減少が裏付けられている[3]、[4]。
３．解析モデルと初期条件
図1 本解析で用いた1 号機の物理モデル
図2 1 号機の熱力学モデル
図１は、本解析対象の1号機の物理モデルを示す。 図2は、その物理モデル簡略化した解析モデルを示している。
RPV内の体積は [m3 ] RPV V で、" [kg] RPV M の飽和蒸気と' [kg] RPV M の飽和水で満たされている。RPV内の燃料瓦礫は、崩壊熱に相当する発熱[W] FUEL Q がある。その熱はRPV内で飽和蒸気としてRPV内に放出されるが、RPV内の圧力が7.3MPaを超えると、その蒸気は逃がし安全弁（SRV）を通じて[kg/s] SRV m の蒸気がS/C中に放出されるものとした。RPVが破壊すると開口面積 [m2 ] RPV A から[kg/s] RPV m の蒸気がPCV内に直接放出される。RPVへの注水は質量流量[kg/s] inj m の注水が消防車から行われているとした。ICが作動しているとき、その熱[W] IC Q がRPVからICの蒸気として放出される。これらを考慮し、前報[6]のRPV内の水と蒸気温度が等しい熱平衡モデルを適用すると、 d t[s]の微小時間変化に対して、RPV温度変化が次式で表される。
(1)式
(2)式
IC の定格性能は東電発表の資料「福島第一原子力発電所 原子炉設置許可申請書8-6-3～8-6-6」に記載されている。1 台のIC でタンク有効保有水量106m3、蒸気温度286℃で42.1MW の冷却能力がある。また、3/12 1:05における原子炉圧力のときにIC が作動していると仮定すると、この時の除熱量は崩壊熱から計算して8.524MW であり、蒸気温度はPRV 圧力データから175.2℃と推定される。この2 点からIC の作動性能を大まかに推算すると、IC は過熱度に対して次式の性能を持つことになる。
(3)式
核沸騰の整理式は熱流速q[W/m2 ]に対して次式で整理できる[12]。
q ＝ C(T"-100)m (4)式
ICの伝熱が胴部の核沸騰伝熱律速とすると、このべき乗数は2.5～5である[12]。ICは凝縮側の熱伝達率や伝熱管の熱抵抗も関連するので、式（3）のべき乗数はある程度の妥当性を有するとして、大まかには矛盾は少ないと考えられる。しかし、この推定は概略なので、ICの定格外の性能については今後の検討が必要である。
RPVの熱力学モデルは、燃料・水・蒸気は同じ温度であるという前提に基づいている。従って、水位がTAF以下になり燃料棒が水面から出て蒸気が過熱蒸気となる場合は、本モデルは適用できない。さらに、過熱蒸気がRPVから噴出する炉心破壊直後のPCVの挙動も記述できないことに注意する。
(5)式
次に、サプレッションチャンバ－（S/C）内の水とドライウエル（D/W）内の蒸気が飽和状態の場合の相平衡熱力学モデルを考える。PCV内の体積は V PCV [m3 ] で、D/WにあるM" PCV [kg] の飽和蒸気とS/Cに蓄えられている M 'PCV [kg] の飽和水で満たされている。この状態は、RPVの蒸気がSRVを介してS/Cの水に放出される場合や、PCV破壊後かなりたってPCVの圧力が低下して、S/Cの水が沸騰する場合に相当する。RPVが破壊してD/Wに直接蒸気が吹き込む場合は、D/Wの蒸気とS/Wの水は熱交換をしないので、この相平衡モデルは成立しない。
その場合は、後述する断熱膨張モデルを適用する。いずれにしても、RPVからPCVに流入する蒸気は飽和蒸気を仮定しているので、燃料棒が水面から露出し蒸気が過熱蒸気となる場合、本モデルは適用できない。微小時間変化 d t [s]に対して、PCV温度変化 d T PCV [ ℃ ]が次式で表される。
| 以下省略 |
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http://www.meti.go.jp/press/2011/03/20120328009/20120328009-2.pdf
PDF １～５５８
東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について
参考資料
目次（１／２）
Ⅰ 検討の背景と進め方について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1
Ⅱ 外部電源設備について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 7
Ⅲ 所内電源設備について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26
Ⅳ 冷却設備について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 51
Ⅴ 閉込機能に関する設備について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 63
Ⅵ 指揮・通信・計装制御設備及び非常事態への対応体制について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 96
別添資料１ 地震による設備・機器等への影響・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 100
別添資料２ １～３号機の事象進展に関する整理と考察・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 131
別紙１ 過圧・過温による原子炉格納容器フランジ部漏えいへの影響の検討・・・・・・・・・・・・・・・ 137
別紙２ 福島第一原子力発電所１号機冷却材微小漏えい時の格納容器圧力・温度の挙動に
ついて・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 146
別紙３ 圧力抑制室保有水の温度成層化による原子炉格納容器圧力等への影響等の検討・・ 160
別紙４ 福島第一原子力発電所１号機非常用復水器（ＩＣ）の原子炉挙動解析・・・・・・・・・・・・・・ 186
目次（２／２）
参考資料１ 原子力発電所の外部電源に係る状況について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 237
参考資料２ 外部電源喪失事故の原因と対策・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 251
参考資料３ 所内電気関係設備の被害状況と安全設備への影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 253
参考資料４ 所内電気関係設備の対応状況について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 259
参考資料５ ＢＷＲ原子炉冷却系統設備の概要・・・・・・ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 275
参考資料６ 原子炉冷却系統設備の対応状況について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 288
参考資料７ 各発電所の炉心冷却系及び関連弁等の一覧（ＢＷＲ、ＰＷＲ）・・・・・・・・・・・・・・・・ 305
参考資料８ 閉込機能に関する設備の概要（ＢＷＲ）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 419
参考資料９ 格納容器内圧力などのプラントパラメータを踏まえた事象進展に関する検討・・・・ 426
参考資料１０ 水素爆発に関する状況・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 429
参考資料１１ 福島第一原子力発電ところ3号機の原子炉建屋水素爆発に係る評価・・・・・・・・・ 432
参考資料１２ 通信・計測制御・使用済燃料貯蔵設備の概要・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 442
参考資料１３ 各事業者の通信・コミュニケーション、計測制御、使用済燃料貯蔵設備概要・・・・ 451
参考資料１４ 平成23年（2011年）東北地方太平洋沖地震による原子力発電所への影響検討に
ついて（建築物、機器・配管系の地震応答解析結果）（東京電力(株)福島第一、
第二原子力発電所）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 480
参考資料１５ 東京電力(株)福島第一原子力発電所における現地調査結果報告・・・・・・・・・・・・ 536
参考資料１６ 安全上重要な機器への地震影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 542
参考資料１７ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故にかかる保安調査について・ 544
以下省略
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http://www.nsr.go.jp/archive/nisa/shingikai/800/28/007/7-5.pdf
PDF 10
福島第一原子力発電所3号機の原子炉建屋
水素爆発に係る評価
平成２４年２月１日
独立行政法人 原子力安全基盤機構
原子力システム安全部
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http://www.njss.info/offers/goForItJapanView/2479567/028ccf88cfa7075dccf4e743c4c1a93505b8c21c9e712a53d944a3234f7c085f/
平成24年度 シビアアクシデント事故時の原子炉建屋内水素爆発リスクの検討
| 案件URL | http://www.jnes.go.jp/content/000123454.pdf |
|---|---|
| 機関 | 原子力安全基盤機構(JNES) |
| 入札資格 |
|
| 都道府県 | 東京都 |
| 公示種類 | 一般競争入札 |
| 案件告示日 : 2012-08-31 | 入札日 : 2012-10-09 | 説明会日 : 2012-09-13 |
| 資料等交付日 : 2012-08-31 | 資料等提出日 : 2012-09-25 |
案件詳細
福島第一原子力発電所の1号炉~4号炉の東北地方太平洋沖地震後の各プラントの挙動及びアクシデントマネシメント等の事故時の対応操作の分析結果を基に、福島第一原子力発電所3,4号炉及び炉型の異なるプラントを対象にプラント挙動解析を実施して、水素発生、移行、原子炉建屋への漏洩量を評価する。この水素漏洩量を基に、初期空気雰囲気状態の原子炉建屋内における水素混合・燃焼解析を実施する。
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http://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0002_01.pdf
三菱重工業株式会社
シビアアクシデント解析コードの概要
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