JAEA studies on spent fuel pool severe accident, 2; Thermal-hydraulic research plan for evaluating capability of spray cooling

原子力機構における使用済み燃料プール事故に関する研究,2; スプレイ冷却性能評価に関する熱流動研究計画

永武 拓 ; Liu, W.; 小泉 安郎; 高瀬 和之; 吉田 啓之  ; 根本 義之  ; 加治 芳行  

Nagatake, Taku; Liu, W.; Koizumi, Yasuo; Takase, Kazuyuki; Yoshida, Hiroyuki; Nemoto, Yoshiyuki; Kaji, Yoshiyuki

福島第一原子力発電所事故においては、使用済み燃料プール(SFP)の冷却系統が停止したため、SFPの水位低下による使用済み燃料の破損が懸念された。これを受け、燃料破損を防止するため、SFPにおける使用済み燃料の冷却設備に関する規制が実施されることとなった。ここでは、SFPにおける使用済み燃料の冷却方法の一つとして、可搬式スプレイによる使用済み燃料の冷却が検討されている。検討にあたっては、可搬式スプレイにより使用済み燃料が冷却できることを保証するため、使用済み燃料に対するスプレイの冷却性能の評価が必要となる。このような状況に対応するため、スプレイ冷却性能評価のための数値解析コード開発を目的として、原子力機構を中心とする研究プロジェクトが開始された。本研究では、本プロジェクトのうち、スプレイにより燃料集合体上部及び内部に生じた二相流挙動に着目し、これを評価するためのコード開発と、現象把握及び検証データ取得のための熱流動試験を計画、実施している。本発表では、コード開発の現状や、製作中の試験装置の概要について述べる。

In the Fukushima Daiichi NPP accident, loss of cooling capabilities for spent fuel pool (SFP) occurred. As a result, a water level of the SFP decreased and it was concerned that the spent fuels were damaged. Therefore, safety measures for the SFP cooling are required in order to prevent the failure of the fuel rods. In one of the safety measures for the SFP, a portable spray system is considered as a device to cool the spent fuels. Then a capability of spray cooling have to be evaluated to validate the applicability of portable spray cooling systems as the safety measure for severe accident in the SFP. In this research project, the numerical simulation method for evaluating the capability of spray cooling has been developed. To develop this method, we mainly focus on the thermal-hydraulic behavior of two-phase flow generated by the spray cooling systems at a top and inside of the fuel assembly. In addition, we are planning to the spray cooling experiment in order to obtain a knowledge and validation data for numerical simulation method. In this presentation, current status of development of numerical simulation method and experimental plan of this research project will be shown and discussed.