2024年春の年会

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)

[3D09-13] 手法開発

2024年3月28日(木) 14:45 〜 16:05 D会場 (21号館3F 21-312)

座長:菊地 晋(JAEA)

14:45 〜 15:00

[3D09] 過酷事故時原子炉建屋・格納容器の熱流動解析コード Advance/BAROCの開発

(9)原子炉建屋内水素分布に与える水素流入個所の影響評価

*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、水蒸気凝縮、多成分ガス、原子炉建屋

昨年秋の年会では福島第一原子力発電所2号機相当の原子炉建屋内の水素濃度分布解析を実施した。この解析では格納容器原子炉ウエル(原子炉建屋5階シールドプラグ直下)から漏洩した水素がシールドプラグの隙間を経由し原子炉建屋5階オペレーションフロアーに流出するシナリオとした。しかし、原子炉建屋5階のシールドプラグ以外にも漏洩個所が指摘されており、格納容器から原子炉建屋他階への水素漏洩の検証は事故解析を進めるうえで重要である。そこで、原子炉建屋5階以外にも、原子炉建屋地下1階、地上1階、2階に格納容器からの水素漏洩個所を設定し、原子炉建屋内の水素濃度分布解析を行った。またブローアウトパネルを開くことで、原子炉建屋5階以外に設定した箇所から漏洩した水素がどのような経路を辿ってブローアウトパネルに到達するのか感度解析を実施した。

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