原始炉の苛酷事故におけるFCI評価手法の確立

• Project/Area Number: 07226207
• Research Category: Grant-in-Aid for Scientific Research on Priority Areas
• Allocation Type: Single-year Grants
• Research Institution: Tokyo Institute of Technology
• Principal Investigator: 澤田 哲生 東京工業大学, 原始炉工学研究所, 助手 (20235469)
• Project Period (FY): 1995
• Project Status: Completed (Fiscal Year 1995)
• Budget Amount: ¥700,000 (Direct Cost: ¥700,000); Fiscal Year 1995: ¥700,000 (Direct Cost: ¥700,000)
• Keywords: 原子炉 / 苛酷事故 / FCI / SIMMER-II

Research Abstract

原子炉安全性の研究分野においては、既に20年以上も以前から溶融燃料と冷却材との熱的相互作用(Molten Fuel-Coolant Thermal Interaction: 略してFCI)の研究が行われてきている。そのような中1990年から1993年に亘り、ドイツKfK大規模な溶融テルミットを液体ナトリウムのプール中にジェット状に注入した実験が実施され、FCIの現象に関する貴重な画像データならびに数値データが得られている。高速炉の炉心崩壊事故の解析分野でFCIを含む事故時の現象をシミュレーションし影響を評価できるシステム解析コードとしてCIMMERを対象とし、KfKのデータを利用しSIMMERのFCIモデルを開発・検証し、原子炉の苛酷事故におけるFCI評価手法を確立することを目的とする。
本年度はFCIモデル検証のためのKfKの実験データの入手・調査し、検証用実験データを4ケース選定した。このうち既にSIMMER-IIと同様の計算を行うAFDMコードによる解析成果の存在する1ケースを参考に選定した。このケースに対して、シミュレーション・コード:SIMMER-IIによる計算を実施した。その結果、溶融物質(アルミナ)がインジェクターから液体ナトリウムプールに放出される機構および噴出物に混入するガスのモデル化が重要であることが判明し、これらに相当するモデル化を行うとともに入力データを作成し、解析を実行した。この結果、実験結果におけるカバーガス領域のガス圧の時間変化ならびに液体ナトリウムプールの水位変化をある程度模擬出来るようになった。溶融物質-液体ナトリウム間の熱伝達モデルの有効性については、他のケースの解析を通じて更に分析を行う必要のあることが明らかになった。