[2J01-04] Loss of Coolant Accident

[2J03] Study of downstream effect of the sump screen for post LOCA long term core cooling

Thermal-hydraulic analysis of core inlet blockage reflect results of several core blockage tests

*Tetsuya Teramae¹, Ryo Fukuda¹, Tomoaki Ogata¹, Yugen Shiratsuchi¹, Kei Higashi¹, Hideyuki Sakata¹, Tomokazu Aoyagi², Junji Hamano³ (1. MHI, 2. MHI NSE, 3. KEPCO)

Keywords:LOCA, Debris, sump screen, Long term core cooling

原子炉の冷却材喪失事故(LOCA)時の破断流により、配管保温材等の破砕片等（デブリ）が破断流によりサンプ内に流れ込み、サンプスクリーンや原子炉容器内の流路などで目詰まりを起こし、ECCS 機能が低下することが懸念されている。
本検討では、PWR 大破断LOCA後サンプスクリーンを通過したデブリによる炉心冷却への影響について、各種試験から得られた知見を反映した熱流動解析を最適評価コードMCOBRA/RELAP5-GOTHICコードで実施した結果について報告する。