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

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

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、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動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、開発している3次元多相流体解析手法を拡張することで、このような溶融物挙動の評価を可能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。また、崩壊熱を考慮した場合の炉内溶融デブリ移行挙動の結果を示す予定である。

In accidents of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, by stop of the emergency core cooling system, fuel rods were overheated due to the radioactive decay heat and the oxidization of fuel cladding. It is considered that the core degradation occurred because fuels, control rods, and other components in a reactor vessel was melted and relocated. In order to estimate progress of the degradation phenomena in the reactor core, a numerical simulation code that can precisely evaluate the melting phenomena is required. Therefore a numerical simulation method for predicting the melting core behavior including solidification and relocation based on the three-dimensional multi-phase thermal-hydraulic simulation code has been developed in JAEA. From the present numerical results, it was confirmed that relocation of molten debris in the BWR lower plenum can be simulated by the currently developed code including effects of melting and solidification of debris.