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原子炉内溶融物移行挙動数値解析手法の開発,4; 炉心溶融物伸展解析による模擬溶融物の移行挙動評価

Development of numerical simulation method for relocation behavior of molten materials in nuclear reactors, 4; Evaluation for the relocation behavior of molten materials on the corium spreading analysis

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、その結果燃料が溶融し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心の崩落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、炉心溶融事象の進展を詳細に予測できる数値解析手法が必要である。そこで原子力機構では、このような炉心溶融の挙動解明に対応できる数値解析手法(JUPITER)の開発を行っている。前報までに、発熱項を有する物質と、発熱項を持たない物質が混在した状況での溶融解析を可能とする多成分解析機能を組み込み、正しく機能していることを確認した。本報では、開発した多成分解析機能を導入したJUPITERを用いて溶融物伸展解析を実施し、既存実験結果との比較を行った。その結果、JUPITERにより評価した溶融物の伸展速度の予測結果が、実験結果と定量的に一致することを確認した。

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. Therefore, we have been developing the numerical code named JUPITER to elucidate such phenomena. In the last report, we implemented multicomponent analysis function to the JUPITER and confirmed that it works well for the function in molten material relocation analysis including a heating and non heating material. In this study, we will present the result of comparison between the corium spreading experiment and its numerical result.

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