Application of simplified condensation model to PWR LBLOCA transient analysis with TRAC-PF1 code

TRAC-PF1コードによるPWR大破断LOCA解析の安定化のための簡易凝縮モデルの開発

加圧水型原子炉の大破断冷却材装置事故のシステム解析において、凝縮モデルの問題のためTRAC-PF1コードは非現実的な減圧を予測し多大な計算時間を必要とする。コールドレグに生成される凝縮二相流に対する計算を安定化するために、コールドレグ部の凝縮量総量を蒸気発生器側から流入する蒸気流量以下に制限する簡易凝縮モデルを開発した。円筒炉心試験、上部プレナム試験及びLOFT試験データを用い性能評価結果から、簡易凝縮モデルは計算を安定化し計算時間を短くすること、また、凝縮速度の過大評価による非現実的な減圧がなくなることで加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故のシステム解析の予測精度を改善することが検証できた。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	33
号	:	4
ページ数	:	p.290 - 297
発行年月	:	1996/04
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
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キーワード	:	Reactor Safety; Loss-of-coolant; PWR; Condensation; Two-phase Flow; Two-fluid Model; Numerical Simulation; TRAC Code

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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.33.290
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InCites™	:	パーセンタイル：32.72 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19950252
抄録集掲載番号 : 240446
論文投稿番号 : 13936

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