Comparison Report for Analyses of CSNI International Standard Problem 12; ROSA-III test Run 912; by RELAP 5/MOD1

熊丸 博滋; 田坂 完二

JAERI-M 83-030, 105 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-030.pdf:2.45MB

OECD/NEAのCSNIにおいて、ROSA-III実験Run912が国際標準問題12番に選定された。ROSA-III実験装置は、沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時における工学的安全施設の有効性を研究するために設計された、電気加熱式炉心を有する。1/424の沸騰水型原子炉模擬体系である。ROSA-III実験Run912は、高圧炉心スプレイ系の故障を仮定した再縮環ポンプ吸込側配管の5%破断実験であり、1981年5月19日に日本原子力研究所において行われた。この報吾書には、3参加者からの5つの計算結果の比較図および議論か示されている。これらの計算は、全てRELAP5/MOD1(Cycle001又は014)コードを開いて計算されたものである。系圧力、破断流量、炉心人口流量、混合水位および被覆管表面温度の時間変化の傾向は、5つの計算ともほぼ実験結果と一致した。