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Numerical simulation of distribution of melt component in reactor

炉心溶融物の凝固・偏析の数値解析

佐藤 拓未; 平田 直哉*; 及川 勝成*; 永江 勇二; 倉田 正輝

Sato, Takumi; Hirata, Naoya*; Oikawa, Katsunari*; Nagae, Yuji; Kurata, Masaki

福島第一原子力発電所事故では溶融燃料凝固時にマクロ的な成分偏析が発生していると考えられる。一般的に、溶融材料凝固時にはその界面部にて、液相と固相に溶質が分配され、その界面部溶質がバルク部の液相へと温度・溶質対流によって移流することによりマクロ偏析が発生する。本研究では、溶質分配にScheilモデルを使用し、CALPHADにより計算した熱物性値を用いることで、凝固・分配挙動を再現し、溶融燃料の偏析挙動の予測を行った。また、各種冷却条件が偏析挙動に与える影響を調査した。本解析では、デブリ酸化物の主成分となるUO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$-FeO系にて解析を行った。解析の結果、凝固初期部の壁面部にUO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$が濃化し、一方でFeOはUO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$に固溶しないため、凝固後期部の中心部で著しく濃化した。また、種々の冷却条件下での解析結果より、凝固速度が遅く、凝固界面部での流速が速い場合、マクロ偏析が強くなる傾向があることがわかった。

Macroscopic segregation of molten core and melt components occurs with slow cooling rate in the accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. In this study, solidification and microscopic segregation are simulated with the Scheil model and thermal properties calculated by Thermo-calc in order to investigate an influence of cooling conditions on macroscopic segregation. A macroscopic segregation behaviour has been calculated for UO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$-FeO system, which are major oxides of molten core materials in various conditions. According to calculated results, UO$$_{2}$$ and ZrO$$_{2}$$ were concentrated in initial solidification area. On the other hand, FeO was strongly concentrated in later solidification area. FeO was significantly segregated because FeO does not be dissolved in UO$$_{2}$$ and ZrO$$_{2}$$. In addition, macroscopic segregation tends to become stronger in the conditions of slow solidification rate and fast velocity of solidification interface.

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