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原子炉内溶融燃料移行挙動数値解析手法の開発,1; 下部プレナムへの溶融燃料移行挙動予備解析

Development of numerical simulation method for relocation behavior of melting fuel in nuclear reactors, 1; Preliminary analysis of relocation of melting fuel to lower plenum

山下 晋 ; 吉田 啓之 ; 高瀬 和之

Yamashita, Susumu; Yoshida, Hiroyuki; Takase, Kazuyuki

福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、凝固や移行挙動を含む、炉心溶融現象を詳細に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、3次元多相流体解析手法を拡張することで、このような溶融燃料の挙動を明らかとする数値解析手法を開発している。本報では、数値解析手法の概要を紹介するとともに、数値解析手法の妥当性の確認と課題抽出のため、原子炉炉心及び下部プレナムを簡略模擬した体系を用いて実施した予備数値解析の結果を示す。

In the Fukushima accidents, fuel assemblies which were installed in the reactors were reached a high temperature by stop of the core cooling system with a power station black-out. As a result, it is considered that the core degradation has been introduced because the melting of the fuel rods occurred and the melting behavior was expanded. In order to elucidate a progress of the melting phenomena in the reactor core, a numerical simulation code which can be precisely evaluated the melting phenomena is required. Then, the melting behavior of the fuel assemblies in the reactor core was analyzed numerically using the three-dimensional multi-phase thermal-hydraulic simulation code. In the presentation, the numerical results on the melting behavior of the simulated fuel assemblies and reactor structures are reported for several different initial conditions.

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