2023年秋の大会

講演情報

一般セッション

IV. 原子力プラント技術 » 402-1 原子力安全工学(安全設計,安全評価,マネジメント)

[2O15-18] 事故時建屋内評価

2023年9月7日(木) 15:50 〜 16:55 O会場 (工学部5号館2F 522)

座長:櫻井 智明(規制庁)

16:20 〜 16:35

[2O17] 過酷事故時の原子炉格納容器・原子炉建屋の熱流動解析コードBAROCの開発

(1) ブローアウトパネル作動時の原子炉建屋内水素濃度分布解析

*大西 史倫1、浜野 明千宏1、三橋 利玄1、高橋 淳郎1、波田地 洋隆1、小池 秀耀1、内藤 正則1 (1. アドバンスソフト)

キーワード:BAROC、3次元圧縮性流体解析、過酷事故、水素濃度分布、多成分ガス、水蒸気凝縮、原子炉建屋、ブローアウトパネル

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。

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