CFD simulation of the XR2-1 experiment with the JUPITER code

JUPITERコードによるXR2-1実験のCFDシミュレーション

山下 晋   ; 吉田 啓之  

Yamashita, Susumu; Yoshida, Hiroyuki

本研究では、過酷事故時における原子炉炉心内の三次元溶融物移動現象に対する機構論的CFDコードJUPITERの適用性について検討した。対象として、XR2-1 BWR金属溶融物移動実験を、非活性雰囲気下での溶融物移動挙動のみに着目した総合効果試験として解析した。燃料集合体、制御ブレード、および炉心下部支持構造を含むXR2-1試験部の詳細な三次元モデルを構築し、実験に基づく熱条件の下でSS/B4Cおよびジルカロイ溶融物の時間依存注入を模擬した。解析結果は、溶融物の移動経路の定性的比較および試験部主要領域における移動物質体積の定量的比較によって評価した。その結果、制御ブレードガイドチューブ、ノーズピースおよび入口ノズル、ならびにチャンネルボックス領域に沿った、実験で観測された3つの溶融物移動経路を、内部閉塞を形成することなく再現することに成功した。また、定量比較では、ほとんどの評価領域において試験後のX線断層撮影結果と良好な一致を示した。これらの結果は、JUPITERが複雑な炉心形状における三次元溶融物移動挙動を現実的に再現できることを示し、過酷事故における溶融物移動現象の評価において、大規模実験を補完する有用なツールとなる可能性を示唆している。一方で本研究では、現行のJUPITERコードを用いた燃料集合体内の溶融物移動挙動解析における主な課題として、輻射熱伝達計算に伴う過大な計算コスト、計算格子解像度の不足、ならびに流体-構造連成(FSI)モデルの未整備が挙げられた。

This study investigates the applicability of the mechanistic CFD code JUPITER to three-dimensional melt relocation phenomena in nuclear reactor cores during severe accidents. The XR2-1 BWR metallic melt relocation experiment was analyzed as an integral-effect test case focusing exclusively on melt relocation behavior under an inert atmosphere. A detailed three-dimensional model of the XR2-1 test section, including fuel assemblies, control blades, and lower core support structures, was constructed, and time-dependent injections of SS/B4C and Zircaloy melts were simulated under experimentally based thermal conditions. The simulation results were evaluated through qualitative comparisons of melt relocation paths and quantitative comparisons of relocated material volumes in key regions of the test section. The analysis successfully reproduced the three experimentally observed melt relocation paths - through the control blade guide tube, nosepiece and inlet nozzle, and along the channel box region - without the formation of internal blockages. Quantitative comparisons showed reasonable agreement with post-test X-ray tomographic measurements for most evaluation regions. These results demonstrate that JUPITER can realistically capture three-dimensional melt relocation behavior in complex core geometries and indicate its potential usefulness as a complementary tool to large-scale experiments for evaluating severe accident melt relocation phenomena. This study identifies major problems in analyzing fuel assembly melt relocation behavior using the current JUPITER code, including the excessive computational cost of radiative heat - transfer calculation, insufficient computational grid resolution, and the absence of fluid-structure interaction modeling.