Development of numerical simulation method for relocation behavior of molten materials in nuclear reactors; Relocation behavior in a simplified core structures

原子炉内溶融物質移行挙動数値解析手法の開発; 炉心支持構造物内の溶融物移行挙動解析

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、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を現象論的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、数値流体力学的手法に基づいた、現象論的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。前報では、崩壊熱を有する燃料物質及びそれを持たない炉内構造物を区別して溶融移行過程を解析するために、従来の固・気・液3相2成分流体解析手法に対して、崩壊熱を有する燃料物質のための金属成分を追加した固・気・液3相3成分解析手法を構築し、炉内を簡略模擬した体系にて、炉内構造物の溶融・移行過程予備解析を実施した。その結果、実機に近いスケール及び複雑な体系において、発熱物質と非発熱物質が相互作用しながら、安定して計算できることを確認した。しかしながら、解析手法に対する検証が実施されていないという問題があった。そこで、本報では、解析手法に対する妥当性を評価するための検証計算の結果を示すと共に、過酷時の炉内溶融事象の重要な支配因子の一つと考えられている輻射伝熱モデルの構築、並びに模擬炉心支持構造物内の溶融物移行過程の予備解析結果について報告する。

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. Although it is inferred that the core degradation occurred, condition inside the core still has not been revealed. Especially, in order to precisely understand the accumulation condition of debris in lower plenum, detailed and phenomenological relocation process of molten fuel is quite important. In this problem, since an experiment is extremely difficult, numerical simulation will be useful tool for investigating conditions in reactor core. However, existing codes can not be phenomenologically treated relocations process. Therefore a phenomenologically-based numerical simulation method for predicting the melting core behavior including solidification and relocation based on the computational fluid dynamics has been developed in JAEA. Last paper, ICONE 23, in order to distinguish a fuel component which possesses a heat source such as a decay heat from structures which does not possess a heat source such as a core plate, control rod guide tubes and so on, we developed three phases and three component multiphase flow simulation code and performed preliminary analysis of molten core relocation behavior using simplified core structures. As a result, we obtained reasonable results. However, we have not carried out validations for the numerical code yet. In this paper, we show that the results of the numerical test for evaluating the validity of the numerical code and also show that the development of the radiation heat transfer model and its preliminary analysis. In addition, we will report the preliminary analysis of the relocation behavior of molten materials in the simplified core support structure.