2023 Fall Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[2O15-18] Accident Behavior inside Building

Thu. Sep 7, 2023 3:50 PM - 4:55 PM Room O (School of Eng. Bildg. 2F 522)

Chair:Tomoaki SAKURAI(NRA)

4:20 PM - 4:35 PM

[2O17] Development of Reactor Building and Containment Vessel Thermo-Fluid Dynamics Code, Advance/BAROC

(1)Analysis of hydrogen concentration distribution in the reactor building during blowout panel operation

*Fumitomo Onishi1, Achihiro Hamano1, Toshiharu Mitsuhashi 1, Atuso Takahashi1, Hirotaka Hadachi1, Hideaki Koike1, Masanori Naitoh1 (1. AdvanceSoft)

Keywords:BAROC, 3D compressible fluid analysis, severe accident, Hydrogen concentration distribution, Multi-component gases, Water vapor condensation, Reactor building, Blowout panel

昨年の春の年会ではアドバンスソフト(株)が開発したBAROCコードを用いて福島第一原子力発電所1号機相当の原子炉建屋内の水素濃度分布解析を行い、先行研究と概ね一致する結果が得られたことを報告した。同発電所2号機では1号機の水素爆発によりブローアウトパネルが開いた状態であったため、水素爆発が発生しなかったと考えられている。そこで、ブローアウトパネル作動時の影響を検討するために、BAROCコードを用いて同発電所2号機相当の原子炉建屋内水素濃度分布解析を行った。水素は5階シールドプラグより4.4時間かけて原子炉建屋内に流出するものとし、流出停止から1.6時間後の水素濃度分布を検討した。解析によりブローアウトパネルから水素を含む気体が放出され、6時間後の各階フロアの水素濃度は2%以下となる結果が得られた。これによりブローアウトパネルによって水素爆発に至らなかったことが推察できた。