ROSA-III実験RUN 702の実験解析

Post-Test Analysis of ROSA-III Experiment RUN702

小泉 安郎; 菊池 治*; 早田 邦久

Koizumi, Yasuo; not registered; Soda, Kunihisa

沸騰水型原子炉(BWR)を締尺模擬し、炉心燃料棒に電気ヒータを用いたROSAIII試験装置による実験の目的は、BWRの冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力学的挙動並びに緊急炉心冷却系(ECCS)の作動特性を調べ、原子炉安全性解析コードの検証並びに改良に寄与する情報を提供することである。実験RUN702は平均炉心出力、再循環系ポンプ吸込側配管200%スプリット破断を仮定し、ECCSを作動させない実験であった。圧力容器側破断口破断はポンプ側破断より9.7秒遅れた。この実験結果に対し解析コードRELAP4Jを用いて解析を行なった。その結果、圧力容器内全ボリュームに水位形成モデルを適用した場合圧力の計算結果は実験結果によく一致する。ヒータ表面温度は計算では早く上昇を開始し、また最高温度は計算のほうが高くなる。下部プレナムや炉心内水位の変化は系全体の現象を支配する重要な因子であり、特に炉心については熱伝達と関連しており、これらをより実験に即せるようコードの改良が必要である。などの結論を得た。

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