Analyses of the Mihama-2 SGTR event and ROSA-IV experiment SB-SG-06 to simulate the event

平野 雅司; 渡辺 正

Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 1, p.165 - 173, 1992/00

リスク評価解析研究室では、事故・故障の分析・評価に関する研究として、原子力発電所で実際に起きた事故事例の詳細な解析を実施している。この研究の一環として、昨年2月に美浜2号炉で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象と同事象を忠実に模擬したROSA-IVSB-SG-06実験の解析を実施した。この解析には、米国で開発された過渡熱水力解析コードTRAC-PF1を用いた。この解析は、同一の解析コード及び類似の入力モデルを用いた点に特徴がある。こうした解析は、これまでに例がない。この解析により、解析コードの高い解析能力が示されたとともに、実験結果を実炉での実事象に外挿する際に不足な情報を補間することができた。