ROSA-III 100% 主蒸気管破断実験のRELAP5/MOD1コードによる解析; HPCS注入実験・RUN 952の解析

An Analysis for 100% Main Steam Line Break Experiment in ROSA-III by RELAP5/MOD1 Code (An Analysis of RUN952 、 An Experiment with HPCS Actuation)

not registered; not registered; Tasaka, Kanji

本報はBWRの主蒸気管破断事故を模擬したROSA-III実験(RUN952)をRELAP5コードにより解析した結果をまとめたものである。BWRの主蒸気管破断模擬実験は、ROSA-IIIがはじめてであり、この実験で得られた特徴的な現象、例えばダウンカマー水位のスエリング、水位低下による炉心の露出、HPCS作動による冷却過程、等に対して、解析コードの適用性を評価することが目的である。RELAP5/MOD1は、蒸気流出に伴うブローダウン過程における上記特徴的現象を計算することができるが、HPCS注入後における再冠水過程に対しては、バイパス部分から炉心へ流入する部分のモデリングに工夫を要することが必要なことがわかった。主蒸気管破断事故の解析には気水分離器の過渡状態における特性をモデル化することが大切であること、また、圧力容器壁の蓄積熱が事故過程に及ぼす効果はブローダウン過程後半で炉心発熱過程になる事、等がわかった。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 83-210
ページ数	:	105 Pages
発行年月	:	1983/11
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-83-210.pdf:3.24MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-83-210
キーワード	:	BWR; LOCA; Steam Line Break; ROSA-III; Integral Test; Code Assessment; RELAP5/MOD1; Level Swelling; Steam Flow; HPCS
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19830210
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