[3E10-13] System Analysis

[3E11] Sensitivity Analysis with RELAP5 Code Using ROSA/LSTF Test Data on Steam Generator Tube Rupture

*Takeshi TAKEDA¹, Iwao OHTSU¹ (1. Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:PWR, ROSA/LSTF, Steam Generator Tube Rupture, Sensitivity Analysis, RELAP5 Code

PWR蒸気発生器(SG)伝熱管破断時の放射性物質の大気放出量低減を目的としたROSA/LSTF実験の主要現象に対するRELAP5コードの予測性能を検証した。また、RELAP5コードを用いた感度解析を行い、SG伝熱管の破断本数や非常用炉心冷却系の高圧注入系の注水条件、減圧開始時間等が一次系および二次系圧力等に与える影響について調べた。得られた知見は、今後のSG伝熱管複数本破断事象に関するLSTF実験の検討に役立てる。