(注記)

このページに掲載される各情報は、各ページ作成時に公表されている資料をもとにしています。

資料に関しては、すべての情報が利用可能な状況ではありません。

たとえば、東京電力並びに政府は、事故発生時から2011/03/12午前3時ごろまでのプラントに関するパラメーターをほとんど公開していません。　（2011/05/11現在）

もちろんこれには、技術的な理由もあるのですが、その他にも、誰にもわかっていない、見えていないこと等もまだまだたくさんあります。

2011/05/16 東京電力は訂正版のパラメーターを公開、さらに膨大なプラントデーターを公開しました。

また、作成者の知識並びに調査能力、理解力の限界があります。(この底は相当浅いものです。)

したがって、事故の要因、程度等については、未確定です。

正確な事故の要因、事故の拡大進行の過程、程度や影響等の確定には、法的な権限を持った正式な組織（事故調査員会等）の調査や捜査を待たなければなりませんし、相当の時間がかかるものと思います。

事故調査委員会には、事故の技術的な側面だけでなく、事故対応における、総理および政府並びに関与した政治家、専門家、各関連機関の果たした役割(プラス、マイナス両面）についても調査検証をしていただきたいと思います。

Personal Interests Research and Data Storage

2011/06/27

炉心につていの基礎情報は

炉心損傷 (cd)

1号機3号機の解析については

1号機の炉心状態解析

3号機の炉心状態解析

をご覧ください。

2号機の炉心状態の解析

解析とはシミュレーションです。

出来れば、読み進む前に、

Main Category: シミュレーションSPEEDI他　(SI) Sub Category: 事故解析(aa)

を、ご覧ください。

東京電力は、

MAAPという解析コードを使い、入手できたデーターや操作状況をもとに、仮定を置いて、

2号機の炉心状態について解析行っています。

（但し書き）

「解析条件設定における不確定性、解析モデルの不確定性があり、結果としての事象進展にも不確定性があることに留意する必要がある。特に、放出されるFP 量については、これら不確定性の影 響を大きく受けることから、その数値は参考的に扱うべきものと考える。」

主な仮定

1）　注水量について

【その１】

原子炉水位の計測値にあわせるため、消防ポンプの吐出側の流量ではなく、 原子炉水位維持を可能な量として少なめに仮定する

【その2】

原子炉水位は燃料域内において維持できていないとして、消防ポンプの吐出 側の流量ではなく、燃料域以下程度を維持する注水量を仮定する

2）　PCV　格納容器DW（ドライウエル）の気相漏えい　

記録された格納容器圧力に合わせるため

地震発生後　21時間　漏えい　（直径約10ｃｍ相当）

3/15 6：14頃の圧力抑制室（SC）付近で発生した異音

SC気相部　漏えい　（直径約10ｃｍ相当）

これらの結果　（地震発生後）＊

（画像をクリックすると大きくなります。）

原子力安全・保安院は、

（独立行政法人原子力安全基盤機構「JNES」が実施）

MELCORという解析コードを使い、東京電力が想定した過渡変化（事故シナリオ）をクロスチェック。

さらに、

「事故の進展への影響が大きくクロノロジーも不確定なパラメー タについては特に注目し、感度解析を実施して不確実なクロノロジーの確認を 行いつつシナリオの特定を図った。」

東京電力の【その1】と同様＊

（画像をクリックすると大きくなります。）

東京電力の【その2】＋

仮定　

（1）消火系からの注水時はRPV の圧力に応じて注水量を 変更

（2）PCV 気相部の破損口の大きさを約50 cm2

（3）SC 部の破損口の大きさを約300 cm2

（画像をクリックすると大きくなります。）

原子力安全・保安院は、その他の3つの感度解析ケースを流しています。

（DWおよびSCの破損口の大きさを変化させたもの）

＊同じケースでも解析結果に違いが出ています。

原因は

１）解析コードの違い

２）初期設定の違い　（崩壊熱の設定の違いが主要因とされています。）

これらの解析（シミュレーション）と、観測されているパラメータ等からの評価は、

炉心損傷（ｃｄ）でご覧ください。