RELAP 5/MOD 0 コードによるROSA-III実験RUN 704 の解析

Analysis of ROSA-III Test RUN 704 by RELAP5/MOD 0 Code

RELAP5コードの沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故解析への適用性を検討のためROSA-III実験RUN704の解析を行った。RELAP5コードは軽水冷却型原子炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力挙動を解析するために開発された最新のコードであり、一次元の非均質非平衡な二相流モデルに基づいている。解析の結果、RELAP5コードの二相流モデルが従来のRELAP4コードより優れているため、下部プレナムフラッシングによる炉心入口流量の増加およびリウェットが良く計算できた。炉心出入口での気液二相の熱対向流、高圧炉心スプレー系作動後の上部プレナムでの気液二相の熱的非平衡も計算できた。しかし、炉心の再冠水およびヒータ表面のクエンチは計算できなかった。

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発表言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 9476
ページ数	:	60 Pages
発行年月	:	1981/05
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-9476.pdf:1.78MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-9476
研究データの公開先DOI	:	本成果にかかわる研究データのリンクです。
キーワード	:	RELAP5 Code; BWR; LOCA; ROSA-III; Two-Phase Flow; Lower Plenum Flashing; Counter-Current Flow
使用施設	:
広報プレスリリース	:
論文解説 (JAEA R&D Navigator)	:
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Access	:	- Accesses

登録番号 : M009476
抄録集掲載番号 :

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