日本原子力学会 2014年春の年会

Presentation information

一般セッション

III. 核分裂工学 » 304-1 伝熱・流動(エネルギー変換・輸送・貯蔵を含む)

[L11-18] 蒸気発生器

Wed. Mar 26, 2014 3:50 PM - 6:00 PM L (1号館 12D)

座長:石渡祐樹(日立GE)

[L15] Validation Test for Pressurized Light-Water Reactor Safety System using SG Secondary Side Depressurization

(3) Effect of different cooling performance of each SG

Takahiro MORIMOTO1, Akira OHNUKI1, Hiroaki NISHI2 (1.MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD., 2.THE KANSAI ELECTRIC POWER CO., INC.)

Keywords:PWR, LOCA, Steam Generator, Validation test, LSTF

加圧水型軽水炉(PWR)の安全性向上技術として、事故時における炉心冷却システムの高度化を図る安全システム概念を構築した。本システムは、蒸気発生器(SG)から大気への蒸気放出により1次冷却系(RCS)の冷却が可能であるというPWRの特徴を積極的に活用し、1次冷却材喪失事故(LOCA)直後にSGによりRCSを冷却・減圧し、蓄圧注入系の作動によって原子炉を安定した停止状態に移行させることを可能とする。
2012年秋の大会において代表的な破断サイズにおける試験結果により本安全システムの基本的な成立性と安全評価コードM-RELAP5の適用性を報告した。本報告ではSG2次系冷却能力がループ毎に異なる場合の影響につき、試験結果の分析とM-RELAP5を適用した解析結果を報告する。