2018 Fall Meeting

Presentation information

Oral presentation

IV. Nuclear Plant Technologies » 402-1 Nuclear Safety Engineering (Safety Design, Safety Assessment/Analysis, Management)

[3P05-07] LWR Performance during Accident

Fri. Sep 7, 2018 10:35 AM - 11:25 AM Room P (E21 -E Building)

Chair:Kenji Kamiyama(JAEA)

11:05 AM - 11:20 AM

[3P07] Study of downstream effect of the sump screen for post LOCA long term core cooling

(2)炉心への冷却材供給流路に関する要素試験

*Tomoaki Ogata1, Takei Rei1, Nishida Keigo1, Sakata Hideyuki1, Kurimura Chikara1, Fukuda Ryo1 (1. Mitubishi Heavy Industries)

Keywords:LOCA, Debris, Sump screen, Long trrm core cooling

原⼦炉の冷却材喪失事故(LOCA)時の破断流により、配管保温材等の破砕⽚等(デブリ)がサンプスクリーン内に流れ込み、サンプスクリーンや原⼦炉容器内の流路等で目詰まりを起こし、ECCS 機能が低下することが懸念されている。
本検討では、サンプスクリーンを通過したデブリが炉心に到達する場合を想定し、要素的に模擬した流路にデブリを流し込んだ基礎試験につき報告する。