損傷炉心物質の流路内閉塞に関するモデル開発

Model development for blockage of disrupted core materials in flow path

曽我部 丞司 ; 神山 健司  ; 飛田 吉春; 岡野 靖

Sogabe, Joji; Kamiyama, Kenji; Tobita, Yoshiharu; Okano, Yasushi

高速炉の代表的な炉停止失敗事象であるATWS事象において、損傷炉心物質が制御棒案内管等の流路を介して炉心領域外に流出する際、多相多成分流挙動の評価が重要となる。特に流路内閉塞挙動は、再配置される燃料(炉心領域外に流出する燃料及び炉心領域に残留する燃料)の量に影響する重要な現象である。現在、高速炉安全解析コードSIMMERの再配置過程への適用に向けた開発が進められている。本報では、再配置過程の実機解析を見据えて、再配置過程で生じうる現象に対応して開発した流路内閉塞に関するモデルについて述べる。

During severe accidents by an anticipated transient without scram, it is important to evaluate multiphase multi-component flow behavior, when a part of the disrupted core material is discharged outside the disrupted core region through control rod guide tubes. In particular, the blockage behavior of the disrupted core material in a flow path is an important phenomenon that affects the amount of relocated fuels (the fuel discharged outside the disrupted core region and the fuel remaining in the disrupted core region). A fast reactor safety analysis code, SIMMER, is currently being developed for application to the post-accident material relocation (PAMR) phase. In the paper, aiming at actual reactor analyses for the PAMR phase of the SIMMER code, a model for the blockage in the flow path for possible phenomena in the PAMR phase. The model improves the applicability of the SIMMER code to the PAMR phase on the actual reactors.