The ROSA-SA project on containment thermal hydraulics

格納容器熱水力に関するROSA-SA計画

与能本 泰介 ; 柴本 泰照 ; 石垣 将宏 ; 安部 諭  

Yonomoto, Taisuke; Shibamoto, Yasuteru; Ishigaki, Masahiro; Abe, Satoshi

熱水力安全研究グループでは、福島原子力発電所事故を踏まえ格納容器熱水力に関するROSA-SA (Severe Accident)計画を実施している。本計画では、格納容器の過温破損、水素リスク、放射性物資の移行挙動に関連し重要な熱水力現象について、実験と解析を両輪とする研究を実施する。これまで、実験研究の中心となる大型格納容器試験装置(CIGMA)の整備を進めるとともに、格納容器内の水素ガス分布に影響する密度成層の噴流による浸食挙動、並びに、凝縮等に関して数値流体力学(CFD)コードOpenFOAMを用いた解析を実施した。本報では本計画の目的、予定、これまでの検討について述べる。

The thermal-hydraulic safety research group in JAEA is conducting the ROSA-SA (severe accident) project on containment thermal hydraulics based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. The project investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product transport. Until now, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), and analyzed phenomena including the erosion of density stratified layer by impinging jet and condensation with noncondensables using the computational fluid dynamics (CFD) code OpenFOAM. In this presentation, plans for researches and results obtained thus far are described.