A Simulation of steam generator tube rupture accident by safety analysis code RELAP5/Mod1

五福 明夫*; 岡崎 文大*; 吉川 栄和*; 藤木 和男; 鴻坂 厚夫; 若林 二郎*

Tech. Rep. Inst. At. Energy,Kyoto Univ., 211, p.1 - 57, 1989/05

米国Prairie Island1号炉で1979年に生じた蒸気発生器伝熱管破損事故に関し、RELAP5/Mod1コードによるシミュレーションを行った。シミュレーションの目的は原子力発電プラントの異常診断システムの開発にあたって事故時のプラントパラメータ過渡変化について実際のプラントからのデータの代用と成り得る模擬データを供給するための解析コードとその入力モデルを整備することである。計算は伝熱管破損後3200秒までの時間について行った。計算結果はプラント記録及び原研でRETRAN-02コードにより実施された解析結果と良く一致しており、若干の改良すべき点はあるものの、RELAP5/Mod1コードと今回用いた入力モデルの組合せが、事故時のPWRプラントの全体挙動を模擬する道具として有効な事が示された。(本報告は原研側発表者が、旧原子炉安全解析研究室に所属中に行なった協同研究の一部である。)