[2J10-16] 数値解析

[2J10] TRACEコードを用いた加圧熱衝撃事象の最適評価に資する原子炉プラント熱水力挙動解析

*大川 理一郎¹、古谷 正裕¹ (1. 電中研)

キーワード：TRACEコード、加圧熱衝撃(PTS)、非常用炉心冷却系(ECCS)、原子炉圧力容器(RPV)、熱構造材

加圧熱衝撃(PTS)は原子炉圧力容器(RPV)の健全性を評価する上で重要な事象として認識されており、原子炉プラント内の熱水力挙動がその影響因子となっている。将来的に原子力発電所の長期間運転が志向される中、高経年化対策の技術向上と最適評価が今後重要となる。本研究では国内の標準的なPWRを対象に、原子炉システム解析コードTRACEを用いて、代表的な起因事象と非常用炉心冷却系の作動を想定した際の原子炉プラント内の過渡熱流動を解析し、PTSに影響を及ぼす熱水力状態を評価した。