2023 Annual Meeting

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Oral presentation

IV. Nuclear Plant Technologies » 402-1 Nuclear Safety Engineering (Safety Design, Safety Assessment/Analysis, Management)

[1C01-06] SA Analysis

Mon. Mar 13, 2023 10:15 AM - 11:55 AM Room C (11 Bildg.2F 1106)

Chair:Takahisa Matsuzaki(HGNE)

11:00 AM - 11:15 AM

[1C04] Development of a CFD Compressible Fluid Dynamics Simulation Code: BAROC for Safety Analysis of Reactor Containment Vessel and Building Under Severe Accident Conditions

(2) Detailed Analysis of FP aerosol behavior

*Atsuo Takahashi1, Toshiharu Mitsuhashi1, Fumitomo Onishi1, Hirotaka Hadachi1, Achihiro Hamano1, Hideaki Koike1 (1. AdvanceSoft Corporation)

Keywords:BAROC, 3D compressible fluid analysis, severe accident, Cesium behavior, aerosol particles, aggregation, gravity sedimentation, turbulence deposition, reactor building, tracer

当社で開発中の原子炉格納容器と原子炉建屋の熱流動解析コードBAROCに、核分裂生成物(FP)エアロゾル粒子の凝集モデルと重力沈降モデルを組み込み、FPエアロゾル粒子の拡散、沈着挙動解析を福島第一原子力発電所1号機の原子炉建屋の3次元モデルを対象に行なった。エアロゾル粒子の凝集モデルはポピュレーションバランス法を使用し、重力沈降モデルについては重力、浮力、流体抗力を考慮した重力沈降速度を対流拡散方程式に組み込んだ。水素、水蒸気とともに原子炉格納容器の上蓋(シールドプラグ)から原子炉建屋内に漏洩したと仮定したFPエアロゾルの流動や沈着挙動を解析した結果、凝集モデルによるエアロゾル粒子の粒径成長過程や重力沈降モデルによる原子炉建屋の下層階への沈降など、FPエアロゾル粒子のより詳細な挙動の解析が可能となったことが確認できた。