[3K08-13] Nuclear Plant and Equipment

[3K09] TRACE code analysis for PCV thermal-hydraulics at the Fukushima Daiichi Unit 3 accident

*Riichiro Okawa¹, Masahiro Furuya¹ (1. Central Research Institute of Electric Power Industry)

Keywords:TRACE, Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, primary containment vessel, thermal stratification

TRACEコードの三次元流動計算機能を利用して、原子炉圧力容器と格納容器の熱水力的挙動を一体的に計算する解析モデルを作成し、福島第一原子力発電所3号機の事故解析を実施した。 S/Cプール水における熱水力特性の感度に基づき熱対流計算に調整を施すことにより、温度成層化を再現することが可能となり、温度成層化が格納容器の圧力挙動にも影響を及ぼすことを明らかにした。