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論文

Multi-dimensional thermal-hydraulic analysis for horizontal type PCCS

新井 健司*; 栗田 智久*; 中丸 幹英*; 藤木 保伸*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 山口 献*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

次世代型BWR格納容器の過圧破損を防ぐ静的格納容器冷却系(PCCS)横型熱交換器の総合性能の確認を目的として、13年度から大型モデル試験を行っている。この大型モデル試験の開始に先立ち、TRACコードの3次元炉心モジュールに改造を施した多次元二相流コードを用いてPCCS熱交換器2次側のボイド率分布及び1次側の熱交換器伝熱管間の流量配分を求めた。この結果、除熱性能と圧力損失の双方で要求性能を満たすこと、膜沸騰が生じないこと、上部管束と下部管束との間からかなりの2次側冷却水の流入があること,除熱管間の流量配分が各管の除熱量に依存することなどを予測した。

論文

RELAP5 code analysis of a ROSA-IV/LSTF experiment simulating a loss of residual heat removal event during PWR mid-loop operation

中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊

Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 5, p.1333 - 1340, 1992/00

PWRのミッドループ運転時における余熱除去系機能喪失事象のLSTF装置による模擬実験を、RELAP5/MOD3コードを用いて解析した。解析は、コールドレグ5%破断相当の開口部を仮定した実験について行った。解析では、1次系圧力等の主要な実験結果が、ループシール水の排出の時点まで良く予測された。また、余熱除去系停止後の炉心冷却材の温度上昇等、多次元的な流動の関与したいくつかの現象についても、並行流路に分割する等の2次元的流動を考慮した計算を実施した結果、定性的に模擬することができた。更に、解析により、炉心及び上部プレナムとダウンカマの間での蒸気凝縮を伴う熱移動の模擬が、1次系圧力の予測に不可欠であることが明らかとなった。ただし、コードは炉心ボイド率を過大評価した為、炉心部水位が常に上部プレナム内に保たれ、実験で観察された炉心露出を模擬できなかった。

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