[2C11-17] Fukushima NPP Accident 3

[2C11] Assessment of Core Status of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

(69)Parametric Analysis of Cross-flow Effect at CCFL Condition during MCCI

＊Masaya Kondo¹, Jun Sugimoto² (1.Thermohydraulics Laboratory, 2.Kyoto University)

Keywords:CCFL, MCCI, severe accident, parallel channel, RELAP5, Fukushima Daiich nuclear power plant

シビアアクシデント時の溶融炉心冷却に関する基礎的知見を得ることを目的として、CCFLが発生している２本の鉛直並列管を、その中途で互いに接続した条件でのパラメータ解析をRELAP5MOD3.3を用いて実施した。主なパラメータは、非凝縮性ガス流量、流路壁面粗さ、水力相当直径と並行流路の接続位置である。