Steady-state and transient DNB analyses for JAERI passive safety reactor (JPSR) using COBRA-IV-I and RETRAN-02/Mod3 codes

COBRA-IV-I及びRETRAN-02/Mod3コードによる原研型受動的安全炉(JPSR)の定常及び過渡DNB解析

大久保 努; X.Jiang*; 新谷 文将; 落合 政昭

Okubo, Tsutomu; X.Jiang*; Araya, Fumimasa; Ochiai, Masaaki

原研型受動安全炉(JPSR)の定常時及びポンプトリップ事象時の熱的な裕度を評価するため、COBRA-IV-I及びRETRAN-02/Mod3コードを用いた解析を実施した。定常時において、流体混合係数等のパラメータに関する感度解析を実施した。過渡解析に対しては、主冷却水ポンプの慣性等のパラメータに関する感度解析を実施した。計算結果によれば、定常時には大きな熱的裕度が有るが、ポンプトリップ時に対しては、炉心入口での流量低下が速いことにより、最小DNBRが非常に小さな値になる。この熱的裕度を増加させるためには、主冷却水ポンプの慣性を増加させる設計とすることが最も効果的であることを明らかにするとともに、本過渡変化における最小DNBRを増加させる方策に関する提案を行っている。

no abstracts in English