検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 81 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

燃料デブリ分布と再臨界予測における多相多成分詳細流体解析手法と連続エネルギーモンテカルロコードとの連成解析

山下 晋; 多田 健一; 吉田 啓之; 須山 賢也

日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.99 - 105, 2018/12

原子力機構では、原子炉過酷事故時における炉内構造物の溶融とその移行挙動を機構論的に明らかにし、既存SA解析コードが持つ溶融移行挙動解析における不確かさの低減を図ることなどを目的として、数値流体力学的手法に基づく溶融物の炉内移行挙動、蓄積予測手法JUPITERの開発を行なっている。本報告では、デブリの移行などにより変化する組成分布に基づき再臨界の可能性を推定できる手法の構築を検討するため、JUPITERにより計算したシビアアクシデントを模擬して計算した溶融燃料などの移行・蓄積によるデブリの分布に基づき、連続エネルギーモンテカルロコードMVPによる核計算を実施した。これら結果から、得られた組成分布に対する臨界の可能性の検討を行い、JUPITERとMVPを連成させた解析により、詳細なデブリ分布予測に基づき再臨界可能性を評価することができる見通しを得た。

論文

Free convective heat transfer experiment to validate air-cooling performance analysis of fuel debris

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. We have been evaluating the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because JUPITER can calculate relocation of the corium, it is expected to calculate thermal-hydraulic simulation of the air cooling of the fuel debris in the dry method based on the calculated debris position, shapes and composition with the relocation analysis. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was performed to validate the calculation of the free convective heat transfer with JUPITER. In the experiment, the temperature distribution was measured with a thermocouple tree. In addition, the velocity distribution of free convection was visualized by a particle image velocimetry (PIV). In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the vertical direction in the quasi-steady state was fitted between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution calculated with JUPITER was also in good agreement with the experimental result. Therefore, it is expected that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method.

論文

Numerical simulation of thermal hydraulics around a beam window in accelerator-driven system

山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11

加速器駆動未臨界システムのビーム窓周りの詳細な熱流動場を解析するために、多相多成分熱流動解析コードJUPITERを用いて非定常解析を実施した。その結果、流れ場は、従来の定常流を仮定した解析結果と比較して、ビーム窓周りの流れ場とノズル間の流れ場において非常に乱れた乱流場が形成されることを確認した。この乱れた流動場に応じて、ビーム窓における温度分布も同様に複雑な分布を示すことを確認した。したがって、複雑な流動場がビーム窓の温度分布に影響を与えることが確認でき、かつ流れ場が温度場に与える影響を評価しなければならないことが示唆された。

論文

Communication avoiding multigrid preconditioned conjugate gradient method for extreme scale multiphase CFD simulations

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 山下 晋; 小野寺 直幸; 山田 進; 今村 俊幸*

Proceedings of 9th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2018) (Internet), p.17 - 24, 2018/11

多相流体CFDコードJUPITERの圧力ポアソン方程式に省通信マルチグリッド前処理付共役勾配(CAMGCG)法を適用し、省通信クリロフ部分空間法と計算性能と収束特性を比較した。JUPITERコードにおいてCAMGCGソルバ問題サイズによらずロバーストな収束特性を有し、通信削減と収束特性向上を両立することから、通信削減のみを実現する省通信クリロフ部分空間法に対する優位性が高い。CAMGCGソルバを$$sim 900$$億自由度の大規模多相流体CFDシミュレーションに適用して反復回数を前処理付CG法の$$sim 1/800$$に削減し、Oakforest-PACSにおける8,000ノードまでの良好な強スケーリングとCG法の$$sim 11.6$$倍の性能向上を達成した。

論文

Validation of free-convective heat transfer analysis with JUPITER to evaluate air-cooling performance of fuel debris in dry method

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00115_1 - 18-00115_13, 2018/08

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have evaluated the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the validation of the free-convective heat transfer analysis of JUPITER were performed to evaluate the air-cooling performance of fuel debris in the dry method by using JUPITER. As the preliminary analysis, JUPITER was compared with OpenFOAM for simple configurations. The comparison proved that JUPITER can calculate the vertical temperature distribution as well as OpenFOAM on the condition of the lower heating amount. In the validation, JUPITER was compared with the heat transfer experiments of free convection in air adjacent to an upward-facing horizontal heating surface. The comparison proved that JUPITER was in good agreement with the experiment on the condition of the lower heating-surface temperature. The result indicated that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the free-convective heat transfer of the fuel debris in the dry method.

論文

Development of numerical simulation method to evaluate molten material behaviors in nuclear reactors; Estimation of fuel debris distribution in the pedestal

山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

As for the fuel debris retrieval, precise estimation distribution and characteristic of fuel debris inside the pedestal is quite important. To estimate distribution of fuel debris, since experiments cannot provide sufficient information, numerical simulation will be useful tool. There are some numerical codes for calculating conditions inside a reactor at severe accidents, however, those codes include assumptions and/or scenario related to melt relocation, and cannot simulate relocation process directly. In order to simulate the relocation and corium spreading behavior in PCVs without assumptions and inputted information, a numerical simulation code that can phenomenologically evaluate the melting phenomena is required. Therefore, a phenomenologically-based numerical simulation code for predicting the melting core behavior, including solidification and relocation based on the computational fluid dynamics, JUPITER, has been developed in JAEA. In this paper, we confirm the applicability of JUPITER to the corium spreading process inside a pedestal by simulating corium spreading behaviors and its distributions. As a result, we confirmed that JUPITER has potential to estimate the debris distribution inside the pedestal region.

論文

原子炉過酷事故時における炉内溶融物移行挙動の大規模数値シミュレーション

山下 晋; 伊奈 拓也*; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之

第31回数値流体力学シンポジウム講演論文集(DVD-ROM), 7 Pages, 2017/12

原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。原子炉過酷事故では、燃料棒1本スケール(数cm)から圧力容器スケール(十数メートル)まで非常に広範囲に渡るマルチスケール・マルチフィジクス現象を含むため、溶融物の移行挙動の詳細な予測のためには、高性能な大規模計算が必要不可欠となる。このような問題を解決するため、大規模並列計算に適した計算スキームの適用だけでなく、計算負荷の多くを占める圧力Poissonソルバーに対する反復解法を超並列計算に適したソルバーを適用した。これら手法を用いて、原子炉過酷事故時の炉内状況予測に向けた溶融物移行挙動解析手法の有効性評価と大規模計算への対応のため、実験解析及び予備解析を実施し、妥当性並びに大規模計算における良好な並列性能を有することを確認した。

論文

A Numerical simulation method for molten material behavior in nuclear reactors

山下 晋; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之

Nuclear Engineering and Design, 322, p.301 - 312, 2017/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:18.09(Nuclear Science & Technology)

過酷事故時の沸騰水型原子炉における溶融物の詳細な挙動について大きな注目を集めている。この挙動を明らかにするために、原子力機構では3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本論文では、JUPITERの妥当性を確認するために計算手法の基礎的妥当性検証及び実験結果との比較を実施し、良好な一致を得ることができた。加えて新たに開発したハイブリッド並列Poissonソルバーを導入することによって劇的に性能が向上した。そして、スーパーコンピュータ「京」において20万コアまでのストロングスケーリングを達成した。これらJUPITERの物理的、計算機的能力は、過酷事故時の各種溶融現象の評価を可能にするものと言える。

論文

Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 1; Effect of the debris shape

山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

The fuel debris retrieval method without cooling water is proposed as one candidate for decommissioning of the Fukushima Daiichi NPS, since it can reduce the contaminated water. However, there are unknown information and uncertainties to evaluate the temperature distribution in and around the fuel debris. The temperature distribution is affected by the air-cooling performance, therefore, to solve these issues, we have been developing the analysis method to evaluate the air-cooling performance around accumulated debris in the pedestal. A numerical simulation code JUPITER, which is based on a CFD technique and can treat a multi-phase, multi-component thermal-hydraulics, is applied as the basis of the developed method. In this paper, preliminary numerical simulations to evaluate the effects of debris shapes and heat source conditions on free convection were performed. In these simulations, thermal hydraulic behaviors in simplified pedestal region were calculated by developed method. As a result, it was confirmed that the flow pattern of the free convection in the pedestal clearly differed with debris shapes and the temperature distributions were strongly correlated with the velocity fluctuation around the debris surface.

論文

Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.

論文

Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation and applicability for actual core structures

山下 晋; 徳島 二之*; 倉田 正輝; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00567_1 - 16-00567_13, 2017/06

過酷事故時の炉心溶融物の移行挙動を詳細に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法JUPITERを開発している。BWRの制御棒、燃料支持金具、燃料集合体といった複雑構造物やその溶融移行挙動を表現するために精度、効率、安定性及び堅牢性に優れた数値計算手法を適用した。本論文では、実機炉内構造物へのJUPITERの適用性と妥当性を評価するために、実機炉内構成材中の溶融移行予備解析を実施すると共に、基礎的な問題と、複雑な実験解析によりJUPITERの妥当性を検証した。その結果、予備解析では多成分での溶融移行挙動と凝固挙動を安定的評価できることを確認した。また、検証解析では、実験結果と良好な一致を示した。これらの結果から、JUPITERは、RPV内における溶融物移行挙動評価手法としてポテンシャルを有していることが明らかになった。

論文

Development of a numerical simulation method to evaluate molten material behavior in nuclear reactors

山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。本報では、過酷事故時の炉心溶融移行挙動予備解析として、3次元CADデータにより再現した詳細燃料集合体モデルによる溶融移行挙動予備解析、RPV底部から流出するコリウムのペデスタル底部での広がり解析並びに、ペデスタル底部の模擬デブリ周囲の自然対流冷却評価予備解析を実施した。炉心溶融移行挙動予備解析では、複雑構造物内での溶融物の移行挙動解析へ向けたフレームワークを構築することができた。コリウムのペデスタル底部での広がり解析では、ペデスタル底部での溶融物の冷却に伴う高粘性流体を安定して解析できることと、凝固を伴いながら進展する様子を評価できる見通しを得た。模擬デブリの空冷評価解析手法では、平板形状デブリと半球形状デブリによる周囲雰囲気温度への影響評価解析を行い、平板状デブリよりも半球状デブリの方が除熱効果が高いことが分かった。以上より、JUPITERの目標である炉心溶融挙動から圧力容器下部またはペデスタルへの溶融物移行挙動一貫解析を実現できる見通しを得た。

論文

Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 2; Outline of numerical method and preliminary analysis of free convection around fuel debris

山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

福島第一原子力発電所廃止措置における燃料デブリ取り出し工法において、気中工法が検討されている。気中における燃料デブリの冷却能力の検討が、この工法実現のための重要な課題であるといえる。しかしながら、燃料デブリの形状や表面温度には大きな不確かさがあり、冷却能力を評価するには、それらの影響を含めて自然対流による冷却能力を評価する必要がある。そこで原子力機構では、JUPITERコードを使って、燃料デブリの自然対流による冷却能力を評価できる手法の開発を行っている。本報では、解析手法の概要と予備解析として実施した、模擬体系での自然対流による燃料デブリから気中への熱伝達の評価結果等について発表する。

論文

Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 3; Heat transfer and flow visualization experiment of free convection adjacent to upward facing horizontal surface

上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

A dry method for fuel debris retrieval is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on a numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Moreover, a heat transfer and flow visualization experiment in air is also conducted in order to validate the numerical analysis. In this paper, to decide measurement targets of the experiment, we roughly estimated the heat transfer of the fuel debris exposed to the air. The rough estimation indicated that the evaluation of the free convection and the radiation heat transfer were important to understand the heat transfer of the debris. Considering the estimations, a preliminary experiment for the free convection in air adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to discuss applicability of the temperature measurement systems and the flow visualization systems to the experiment for the validation of the JUPITER. By the preliminary experiment, we confirmed that heat transfer temperature, air temperature and emissivity can be measured with thermocouples and the infrared camera. The applicability of a PIV to measure velocity fields of the free convection in air was also confirmed.

論文

Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 1; Outline of research project

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 永瀬 文久

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

To perform the decommissioning of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, it is considered that application of four methods (full submersion, submersion, partial submersion and dry methods) to perform fuel debris retrieval from the reactor pressure vessels and the primary containment vessels. In the dry method, the fuel debris is exposed in air, and neither cooling nor filling of water is involved. Therefore, by using this method, the stopping water leakage from the PCV is not necessary. However, evaluation of the cooling performance of air convection for fuel debris is required to perform this method. JAEA starts the research project to develop an evaluation method to estimate the air cooling performance for fuel debris. The evaluation method is developed based on the JUPITER, which has been originally developed to estimate the relocation behavior of melting fuel, in order to estimate the cooling performance by considering the melting fuel debris distribution as initial and boundary conditions. To develop and validate the simulation method for the air cooling of the fuel debris, experimental database is required. Then, a heat-transfer and flow visualization experiment of free and/or mixed convection adjacent to upward-facing horizontal surface is conducted in this research project.

論文

Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation of applicability for actual core support structures

山下 晋; 徳島 二之; 倉田 正輝; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 5 Pages, 2016/06

原子力機構では、過酷時炉心溶融の挙動解明に資することを目的として、多相多成分熱流動数値解析手法(JUPITER)の開発を行っている。前報までに、炉心と下部プレナムを簡略模擬した体系において、発熱する物質と非発熱物の溶融移行挙動の計算を行い、定性的ではあるが、大規模体系においても安定に機能的に要求される結果が得られることを確認した。また、酸化反応モデル組込結果については、Baker-JustやCathcart-Pawelモデルといったアレニウス型のモデル式をJUPITERに導入し、JUPITER上で酸化膜厚や酸化発熱量の計算が可能であることを確認した。一方で、高温溶融物移行挙動解析機能の検証や実機炉内構造物中での溶融物移行挙動の不確かさといった問題がある。本報告では、形状による不確定性の緩和を目的として実機炉内構成材をできる限り正確に模擬した体系における溶融移行挙動計算及び、溶融移行挙動計算の妥当性の検証を目的とした実験解析を行った結果を示す。

論文

JUPITERコードによる過酷時炉内構造物内の溶融物移行挙動に関する数値的検討

山下 晋; 徳島 二之; 倉田 正輝; 高瀬 和之; 吉田 啓之

日本機械学会第28回計算力学講演会論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2015/10

原子力機構では、過酷事故時炉内状況の詳細な把握に向けて、多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本研究では、JUPITERの形状入力データとして、3次元CADにより作図された詳細な炉心支持構造物を用い、その構造物間での溶融物の移行挙動予備解析を実施した。また、JUPITERの妥当性検証の一環として、模擬炉心支持構造物内での溶融物の流動挙動試験結果との比較検討を行った。その結果、予備解析では、複雑な炉心支持構造物内を溶融炉心が相変化をしながら移行していく挙動や、燃料支持金具等を破損させる挙動等を確認することができた。また、検証計算では、定性的ではあるが、実験結果と比較を行い、境界条件や物理モデルの更なる精度向上が必要であることを確認した。

論文

Development of numerical simulation method for relocation behavior of molten materials in nuclear reactors; Relocation behavior in a simplified core structures

山下 晋; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を現象論的に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、数値流体力学的手法に基づいた、現象論的な溶融物挙動の評価を可能とする数値解析手法を開発している。前報では、崩壊熱を有する燃料物質及びそれを持たない炉内構造物を区別して溶融移行過程を解析するために、従来の固・気・液3相2成分流体解析手法に対して、崩壊熱を有する燃料物質のための金属成分を追加した固・気・液3相3成分解析手法を構築し、炉内を簡略模擬した体系にて、炉内構造物の溶融・移行過程予備解析を実施した。その結果、実機に近いスケール及び複雑な体系において、発熱物質と非発熱物質が相互作用しながら、安定して計算できることを確認した。しかしながら、解析手法に対する検証が実施されていないという問題があった。そこで、本報では、解析手法に対する妥当性を評価するための検証計算の結果を示すと共に、過酷時の炉内溶融事象の重要な支配因子の一つと考えられている輻射伝熱モデルの構築、並びに模擬炉心支持構造物内の溶融物移行過程の予備解析結果について報告する。

論文

Development of numerical simulation method for relocation behavior of molten materials in nuclear reactors; Analysis of relocation behavior for molten materials with a simulated decay heat model

山下 晋; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を現象論的に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、数値流体力学的手法に基づいた、現象論的な溶融物挙動の評価を可能とする数値解析手法を開発している。前報では、1種類の金属と1種類の気体から成る固・気・液3相2成分流体解析手法を用いた、溶融物の移行挙動解析を行ったが、金属に対して1成分のみであるため、崩壊熱を有する燃料物質とそれを持たない炉内構造物を区別することができないという問題があった。本報では、崩壊熱を有する燃料物質及びそれを持たない炉内構造物を区別して溶融移行過程を解析するために、前報で示した解析手法に対して、崩壊熱を有する燃料物質のために更に金属成分を1つ追加した固・気・液3相3成分解析手法の概要を報告する。また、崩壊熱モデルとして発熱する燃料を区別できるように改良した本解析手法を用いて得られた炉内構造物の溶融・移行過程解析結果を示す。

論文

原子炉過酷時炉内溶融物移行挙動予測のための多成分解析機能の適用性評価

山下 晋; 高瀬 和之

第19回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.153 - 156, 2014/06

福島第一原子力発電所事故では、全交流電源喪失による炉心冷却システムの停止によって、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果発生した燃料溶融が次第に拡大し、炉心の崩落を引き起こしたと考えられる。このような炉心溶融事象の進展を明らかにすることで現在の原子炉の状況を推定するとともに、今後のアクシデントマネージメント等を検討するためには、炉心溶融による溶融物の凝固や移行挙動を機構論的に予測できる数値解析コードが必要である。そこで原子力機構では、数値流体力学的手法に基づいた、現象論的な溶融物挙動の評価を可能とする数値解析手法(JUPITER)を開発している。これまでに、固・気・液3相に対して、1種類の構造物及び1種類の気体を扱う2成分流体解析手法を用いた溶融物の移行挙動解析を行ったが、構造物に対して1成分のみであるため、崩壊熱を有する燃料物質とそれを持たない構造物を区別できないという解析機能上の問題があった。本報では、崩壊熱を有する燃料物質及びそれを持たない構造物を区別して溶融移行過程を解析するために、これまでの2成分液体解析手法に対して、崩壊熱を有する燃料物質を模擬する成分を1つ追加した3成分液体解析手法の適用性評価結果について報告する。

81 件中 1件目~20件目を表示