日本原子力学会 2014年春の年会

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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)

[L19-24] 軽水炉安全評価技術

Thu. Mar 27, 2014 9:30 AM - 11:10 AM L (1号館 12D)

座長:阿部豊(筑波大)

[L21] Application of SPARKLE-2 code to the PWR ATWS analysis

(3) General description of MIDAC for core thermal-hydraulic analysis

Tadakatsu Yodo1, Naoko Iida1, Motoko Kawachi1, Takayuki Suemura1 (1.MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD.)

Keywords:ATWS, PWR, Core Thermal-Hydraulic Analysis Code

MIDACコードはSPARKLE-2コードの3次元炉心熱流動計算エンジンである。炉心内の冷却材密度、燃料温度及びほう素濃度の3次元分布をCosmo-Kコードの炉心分割と同じ解像度で時々刻々受け渡す。ATWS事象のように核的フィードバック効果の評価が重要となる解析を核熱結合手法により行うため、PWRの過渡条件をカバーするドリフトフラックスモデル型の二相流モデルを用いている。また、最小DNBRは、炉心解析における高温集合体について、別途サブチャンネル解析を行うことで評価する。