報告書番号

NR24008

タイトル（和文）

建屋浸水解析ツールC-STIの開発-その1 浸水伝播解析モデルの設計と実装-

タイトル（英文）

Development of Inundation Analysis Tool for Reactor Building: C-STI

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

背　　景
原子炉建屋への浸水による機器のフラジリティ評価において、多くの場合、建屋に浸水が発生したとき、その水位以下の機器は機能喪失するという保守的な仮定が採用されている。この保守性を排除し、より現実的なリスクを把握するためには、建屋内の詳細な浸水伝播挙動を把握した上で、各機器の配置に応じたフラジリティ評価を行うことが必要である。建屋内の浸水伝播解析では、浸水量、その時刻歴、浸水経路等、多数のパラメータの不確実さを考慮した膨大なケースの解析が必要となる。このため、計算コストが膨大な数値流体力学（CFD）による解析は困難であり、その代替として、集中定数系モデルを用いた解析が候補に挙げられる。集中定数系モデルを用いた浸水伝播解析が可能なツールとして、GOTHIC注 やApros注 等があるが、原子炉建屋全体の解析では計算コストが高いため、柔軟に機能拡張が可能であり、浸水伝播解析に特化したより低計算コストのツールが必要である。
目　　的
より低計算コストで建屋の浸水伝播解析が可能な建屋浸水解析ツールC-STI（CRIEPI’s Simulation Tool for Inundation analysis）の基本部分の開発を行う。
主な成果
1. C-STIの基本部分の開発
津波PRAにおける建屋内浸水伝播解析を行うためのツールC-STIを開発した。本ツールは建屋を区画と流路でモデル化する（図1）。流路は扉や貫通部、大開口部など、原子炉建屋で一般的にみられる開口部が含まれる。区画間の水頭差から流路に発生する流量を計算し、区画の水位の時間変化を解析する（図2左図）。さらに、指定の区画に対して空間分割を行い、二次元浅水流方程式に基づき局所的な水位を算出することで、計算コストを抑えつつ、より詳細な浸水伝播解析を可能としている（図2右図）。
2. 既存コードとの計算速度の比較
既存コードとの計算速度の比較として図１に示すモデルを用い、GOTHICとの比較を行った。本比較結果では、C-STIがGOTHICと比較して約100倍高速に浸水伝播解析が可能であることを示した（図3）。これは、建屋浸水応答の不確実さ解析などで膨大なケースの解析が必要なPRAにおいて有用であり、津波PRAにおけるフラジリティの適切な評価に貢献する。今後、本ツールによる解析と水理実験との比較によりツールの妥当性確認を行う。また、よりユーザービリティの高いツールとするため、さらなる高速化、グラフィカルユーザーインターフェイス化や可視化ツールの整備を進める。

概要 （英文）

In the tsunami PRA, assessing the probability of inundation-induced loss of functionality of the structures, systems, and components (SSCs) within the reactor buildings is essential. It is crucial to conduct this assessment for verifying the validity of the compartmentalization and layout design of the reactor building. In the context of PRAs, accurately determining failure probabilities requires consideration of numerous uncertainties, including the locations and volumes of water ingress into the buildings, the extent and timing of inundation, and the condition of the inundation pathways. Consequently, a significant number of evaluation cases must be analyzed. This underscores the need for a methodology that balances accuracy and computational efficiency in PRA inundation analysis.
The authors have developed a tool to rapidly assess the tsunami-induced water propagation within buildings. The tool employs a lumped parameter system to model the building as multiple compartments. The volume of water in each compartment is determined based on the water level in adjacent compartments. The water flow into and out of the compartments is calculated using formulas for evaluating flow rates through doors, ducts, large openings, and other penetrations commonly found in nuclear power plants. It is worth noting that this tool is also capable of employing the shallow water equation to evaluate water propagation in specific compartments with substantial floor area. This approach offers a cost-effective alternative to computational fluid dynamics, making it well-suited for large-scale case analysis.
With this tool, we enable a more refined fragility evaluation by addressing the key uncertainties inherent in tsunami PRA. This facilitates a more accurate estimation of the probability of inundation-induced loss of functionality in SSCs, thereby supporting the verification of the reactor building's compartmentalization and layout design.

報告者

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