[3H01-05] 事故解析

[3H02] 設計条件外での原子炉隔離時冷却系の動作条件の実験・解析評価

(2)SAコードモデルの検討

*森田 能弘¹、木野 千晶¹、茶木 雅夫¹ (1. エネルギー総合工学研究所)

キーワード：RCIC、安全性向上、SAコード、SAMPSON

福島第一原子力発電所の事故時に、RCICが設計条件外の状況においても動作を続けていたと推定されている。その挙動を把握することによりRCICの動作範囲の拡大が可能となり原子炉の安全性の向上に寄与できることが期待されている。当研究所では過酷事故解析コードに実装可能な計算モデルを開発し、実装することでより解析による詳細な安全性評価が行えることを目指している。本発表では福島第一原子力発電所二号機の事故時のデータを基に、過酷事故解析コードSAMPSONによって設定条件外の状況におけるRCICの出力などの挙動を解析した結果を紹介する。