[M46-51] 軽水炉過酷事故2

[M47] Study on In-Vessel Retention

(4) Experimental Plan to Measure Critical Heat Flux

^〇Kazuyoshi Aoki¹, Chikako Iwaki¹, Ryouji Katsuki¹, Hisaki Sato¹, Kazunari Okonogi¹, Hiroaki Nishi² (1.Toshiba Corporation, 2.The Kansai Electric Power Co., Inc.)

Keywords:IVR, Severe Accident, Critical Heat Flux

IVR は溶融炉心をRV(原子炉容器)外表面からの冷却により、溶融炉心をRV下部ヘッド 内に保持する手段であり、RV 下部に制御棒などの大口径の貫通部が無いHP-APWRや既設のPWR では有効な手段である。このIVR 成立のためには、RV の構造健全性とRV 外表面での冷却性能が重要である。このうちIVR時のRV外表面の冷却性能を評価するために行う限界熱流束（CHF）計測試験に用いる試験装置の仕様設定の根拠を中心に試験計画について発表する。