2022 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[1G09-13] Severe Accident Analysis

Wed. Mar 16, 2022 2:45 PM - 4:15 PM Room G

Chair: Yoshiro Nishioka (Toshiba ESS)

3:30 PM - 3:45 PM

[1G12] Development of a CFD Compressible Fluid Dynamics Simulation Code: BAROC for Safety Analysis of Containment Vessel and Reactor Building Under Severe Accident Conditions

(2)Distribution analysis of hydrogen concentration

*Fumitomo Onishi1, Achihiro Hamano1, Toshiharu Mitsuhashi1, Atsuo Takahashi1, Hirotaka Hadachi1, Hideaki Koike1, Masanori Naitoh1 (1. AdvanceSoft Corporation)

Keywords:BAROC, 3D compressible fluid analysis, Severe accident, Hydrogen distribution, Multi-component gas, Water vapor condensation, Reactor building

アドバンスソフト(株)が開発したBAROCコードを用い、原子炉建屋内における過酷事故時の3次元圧縮性流体の挙動を解析した。福島第一原子力発電所の事故では複数号機で水素爆発が発生しており、原子炉建屋内の水素分布の解析が重要である。解析は福島第一原子力発電所の1号機相当の寸法の原子炉建屋内に酸素や窒素等多成分ガスが存在する中に水素が漏洩するシナリオを想定した。解析条件として圧力境界、流速境界、温度境界等を設定し、原子炉建屋を1メッシュ幅約0.5m、約48万メッシュで構成し、水素漏洩開始から6時間後までの挙動を解析した。水素は5階シールドプラグより総量134, 210, 400kgを4.4時間かけて一定条件で流入させ、流入停止後1.6時間の拡散時間を設けた。解析の結果、6時間後5階フロアーの最大水素濃度は約8, 12, 20%となった。