[1C01-06] 過酷事故解析

[1C03] 過酷事故時の原子炉格納容器・原子炉建屋の安全性解析コードBAROCの開発

(1)ISP-47/ThAI国際標準問題に対する検証解析

*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 (1. アドバンスソフト)

キーワード：BAROC、過酷事故、国際標準問題、ISP-47/ThAI、3次元圧縮性流体解析、多成分ガス、ヘリウム、水蒸気凝縮

昨年の原子力学会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漏洩解析を報告した。この解析より原子炉建屋内の水素濃度は先行文献と概ね一致する結果が得られている。さらにBAROCの性能を確認するべくISP-47/ThAI国際標準問題に対する検証解析を実施した。解析条件として、圧力境界、流速境界、温度境界等を設定し、直径3.2m、高さ9.2m、体積60m³の円筒形状を模擬し、1メッシュ幅0.1m、約10万メッシュで構成し、上部流入口1からヘリウム、上部流入口２から水蒸気、下部流入口から水蒸気が流入する解析とした。また、水蒸気の流体バルク中の凝縮と壁近傍に到達した水蒸気の壁面での凝縮を考慮した。現象は0～7,700秒後までのヘリウムの挙動解析を実施した。検証解析により実験結果を概ね表現できることを確認した。