多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERによる制御棒溶融挙動実験解析

Numerical analysis of control blade melting experiments using the JUPITER code

山下 晋   

Yamashita, Susumu

原子炉シビアアクシデント(SA)初期の炉心溶融挙動において、制御棒から先行して溶融することが知られており、その挙動の把握はSA初期以降の事故進展を評価するうえで重要である。本報告では、SA時の炉心溶融挙動を機構論的に予測するためにJAEAで開発された多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERの制御棒溶融挙動解析への適用性を確認することを目的として、LEISAN試験装置を用いた制御棒溶融挙動試験解析を実施した。その結果、試験で確認された制御棒ブレード表面での水蒸気酸化の有無による制御棒破損の様相をおおむね再現できることが分かった。これにより、JUPITERは、SA初期の制御棒溶融挙動に対して適用できる見通しを得た。

In the early phase of a nuclear reactor severe accident (SA), it is well known that control rods tend to melt first ahead of other core components, and understanding this behavior is essential for assessing accident progression beyond the initial SA phase. In this report, to confirm the applicability of JUPITER - developed by JAEA to mechanistically predict core melt behavior under SA conditions - to the analysis of control-rod melting behavior, we conducted an analysis of control-rod melting behavior tests performed using the LEISAN experimental facility. The results showed that oxidation and eutectic models can generally reproduce the observed modes of control-blade failure depending on whether steam oxidation occurs on the surface of the control-rod blade. These findings indicate that JUPITER is likely applicable to control-rod melting behavior in the early phase of an SA.