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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,2; 発熱する溶融物の移行挙動予測

Development of numerical simulation method for relocation behavior of melting fuel in nuclear reactors, 2; Prediction of relocation behavior for molten debris with heating

山下 晋 ; 高瀬 和之; 吉田 啓之 

Yamashita, Susumu; Takase, Kazuyuki; Yoshida, Hiroyuki

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、溶融物の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、核分裂生成物を含む燃料の溶融挙動を評価するため、前報で報告した解析コードに、多成分溶融・凝固解析機能を組み込み、燃料を模擬した発熱項を有する物質と、炉内構造物を模擬した発熱項のない物質が混在した状況での解析を実施した。その結果、模擬燃料物質の溶融及び凝固や、模擬燃料物質の発熱による構造物の溶融などの一連の過程が再現できることを確認した。

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 molten debris including heating source and not have it which suppose Uranium fuel and reactor core internals.

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