| 資料名 |
資料の要旨 |
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| 金属キャスクの臨界安全性解析 |
キャスク内の水分量等が臨界に及ぼす影響を把握するために一定の状態を想定し解析を実施。水分が存在しても臨界には達しないこと等を把握。 |
PDF (82KB)
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| 1F-4の爆発・火災(3/15)の原因について |
1F4号機は燃料プール水が減少し、使用済み燃料が露出し、蒸気と燃料被覆管が反応による水素が発生し、爆発した可能性あり。その他の号機についてもプール水の追加、冷却が必要。 |
PDF(48KB)
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| 使用済燃料プールからの放出による被ばく線量について |
使用済み燃料プールからの放出による被ばく線量について、2ケースの条件を保守的に計算。 |
PDF(479KB)
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| 現在継続中の1F-1、2、3号機への注水が停止したらどうなるか |
原子炉停止144時間後などの条件で炉心露出、RPV破損、PCV破損までの時間を解析。 |
PDF(27KB)
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| 使用済み燃料プールへの海水注入による反応度効果について |
海水のみを注水した場合でも、ホウ酸水600ppmを注入する場合の約半分の反応度効果があり、有効。 |
PDF(53KB)
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| 燃料貯蔵プールへのほう酸、又は、海水注入による反応度抑制効果について。 |
使用済燃料プールへの海水、又は、ほう酸を注入した場合、臨界性について大きな抑制効果がある。 |
PDF(844KB)
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| 炉心損傷割合からのINES評価レベルについて |
1F1～3までの炉心損傷割合を推測し、そこからのINES評価レベルについてレベル5と評価。また、各号機の水素爆発に必要なZr反応割合についても評価。 |
PDF(557KB)
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| 1F-4の使用済燃料プールのミスト発生に伴う臨界の可能性について |
使用済燃料プールのラックが喪失した場合、臨界となる可能性がある。 |
PDF(336KB)
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| 再臨界防止に必要なほう酸量について |
未臨界確保に必要なほう酸量を、最も厳しい条件を想定して、18.3tである算出。 |
PDF(1.15MB)
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| リスクを考慮した1F1～1F3の冷却手順の検討に係るリスク |
プラントを冷却する過程での水素燃焼に係るリスク、水蒸気爆発のリスク、塩害のリスクについて評価。 |
PDF(2.54MB)
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| 使用済み燃料プールの燃料棒温度上昇について(水－ジルコニウム反応考慮) |
燃料溶融の観点より、水位低下時の蒸気雰囲気中の燃料温度挙動を評価。 |
PDF(309KB)
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| 1F2での塩の析出量の評価 |
海水注入による塩の析出量を評価。塩分量は飽和融解状態の塩分量を超えていないので、塩の析出はない。 |
PDF(471KB)
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| 福島第一発電所からの放射性物質放出量の推定 |
福島第一発電所から遠方でのモニタリング値に基づき、サイトからの放射性物質放出量を、簡易モデルを使って逆算。 |
PDF(456KB)
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| 1F1漏洩面積評価（3/12朝、W/Wベント及び水素爆発前の状態について） |
炉心水位が減少する中、圧力容器の圧力が上昇していないことから、発生水蒸気が全てリークしていると考え、リーク面積を評価。 |
PDF(36KB)
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| 1F2プラントの塩分析出評価（改訂版） |
海水注入による塩分の析出量を評価。410㍑/minの注水量であれば、十分余裕があり、塩分の析出は生じないと考えられる。 |
PDF(575KB)
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| 福島1～3号炉D/Wベント管及び仮説ピットからの線量率試算 |
流出水中の放射能量、D/Wベント管からの線量率、仮設ピットからの線量率を試算。 |
PDF(865KB)
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| CCIの検討 |
これまでのプラント状況から判断すると、溶融燃料は少しづつ落下すると考えられ、クラストのドライアウト熱流束が崩壊熱を上回り、溶融物の冷却凝固は行われると推定。 |
PDF(126KB)
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| 4号機燃料プールの臨界性の検討について |
使用済燃料プール内の燃料集合体が燃料破損し、燃料棒内のペレットが下部に落ち、分散または固まった体系での臨界性について評価。非常に保守的な仮定では、臨界となる可能性はあるが、現実的なクレジット(U-235×0.7)を考慮すれば被覆管の損傷によってペレットが落下しても臨界にはならない。 |
PDF(126KB)
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| 1炉心から3炉心分に放出量を変更した場合のEPZに対する回答 |
外部全身線量を考慮するとEPZは約19km程度延長。小児甲状腺の等価線量を考慮するとEPZは約16km程度延長。 |
PDF(494KMB)
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| 1F-3格納容器からの放出量（通気率）の換算 |
放出量（通気率）を、臨界流などは考慮せず、単純にベルヌイの式で算出。 |
PDF(147KB)
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| 1炉心から2炉心及び2.5炉心分に放出量を変更した場合のEPZに対する回答 |
2.5炉心では、外部全身線量を考慮すると約15km程度延長。小児甲状腺の等価線量を考慮すると約12km程度延長。2炉心では、外部全身線量を考慮すると約11km程度延長。小児甲状腺の等価線量を考慮すると約8km程度延長。 |
PDF(414KB)
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| サプレッションプールでの核種の濃度（ヨウ素、セシウム）に対する回答 |
過温破損のシナリオにおけるサプレッションプールでのヨウ素及びセシウムの濃度を計算。 |
PDF(122KB)
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| 水素爆燃による格納容器損傷の可能性 |
仮に爆発に至っても、原子炉容器の設計圧力は高く、十分な耐力があり、原子炉容器頂部が破損し格納容器に被害を及ぼすことはないと考えられる。 |
PDF(1.5MB)
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| 1F-1号のベントに伴う放射性物質の放出量について |
今後、ベントを実施しても、大気中への追加放出量は少ないと考えられる。 |
PDF(803KB)
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| 1F-1水素、酸素濃度評価 |
保守的な条件で評価しても酸素割合は2.1％であり、水蒸気雰囲気での可燃限界である7％を超えることはないと考えられる。 |
PDF(698KB)
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| 炉心－コンクリート反応（MCCI）の発生可能性とその影響について |
炉心-コンクリート反応（MCCI）の進行可能性や侵食による影響等を評価。 |
PDF(4.32MB)
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| NRCリコメンドの回答（全交流電源喪失の場合のMELCOR解析結果について） |
過去の全交流電源喪失の場合のMELCORE解析結果。全交流電源が喪失した圧力容器、格納容器の破損に至るまでの時間を試算。 |
PDF(716KB)
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| 炉心再臨界の有無の確認について |
1Fサイトにおけるモニタリングポイントで中性子の測定データで検出限界を超えるデータが認められ、この原因について検討。 |
PDF(4.26MB)
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| 1F4号機の貯蔵プールからの中性子の漏洩について |
3月14日～15日にかけて、1Fサイトにおけるモニタリングポイントで中性子の測定データで検出限界を超えるデータが認められ、この原因について検討。 |
PDF(347KB)
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| 東電殿資料「集中廃棄物処理建屋における高濃度排水貯蔵時の漏洩防止対策について」（H23.4.11）に対するコメント |
東電の資料のセシウムの核酸評価についてのコメント。評価はほぼ妥当であることを確認。 |
PDF(1.69MB)
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| モニタリング実測値の分析に基づく初期段階におけるエリア別・時間別の線量率の見積について |
モニタリング体制が確立する以前の被ばく影響を把握するため、3月14日から18日までのエリア別線量を推定。 |
PDF(840KB)
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| 1F1炉の再循環冷却移行時の再臨界防止方策についての検討 |
TMI-2事故後の調査結果を元にして、1F1炉心デブリがホウ酸水中に円錐形状に堆積した状態を仮定して、再臨界解析を行った。 |
PDF(407KB)
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| 福島第一からの放出放射線物質の見積もりについて |
1F1号機からのFP放出について試算。1号機以外のFP放出に必要なデータの提示。 |
PDF(398KB)
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| 福島第一原子力発電所におけるガス状ヨウ素の放出量 |
1号機の汚染水から建屋気相部へのガス状ヨウ素の放出量を、参考文献の解析結果を参考に算出。 |
PDF(407KB)
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| 2号機作業環境改善に係る事業者評価の妥当性について（回答） |
敷地境界での放射性物質の空気中濃度を試算し、事業者評価の妥当性を確認。 |
PDF(398KB)
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| 福島第一原子力発電所2/3号機における水素爆発の可能性について |
2/3号機において、原子炉冷却が進んでいない場合、冷却が進んだ場合のそれぞれの水素爆発が起こる可能性を検討。 |
PDF(751KB)
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| 1F-4燃料プール内の燃料溶融までの時間 |
1F4号機の使用済燃料プールにある崩壊熱が高い燃料において、現状の崩壊熱で断熱条件での溶融までの時間を算出。 |
PDF(338KB)
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| 福島第一原子力発電所4号機の原子炉建屋の現状の耐震安全性評価に係る検討 |
事業者が実施した今回地震の想定最大余震に対する建屋の現状の耐震安全性評価の妥当性を確認するために検討を実施。 |
PDF(7.19MB)
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| 福島第一原子力発電所3号機の原子炉建屋の現状の耐震安全性評価に係る検討 |
事業者が実施した今回地震の想定最大余震に対する建屋の現状の耐震安全性評価の妥当性を確認するために検討を実施。 |
PDF(18.1MB)
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