[1G12-15] Accident Analysis/Experiment

[1G13] Study of downstream effect of the sump screen for post LOCA long term core cooling

(3)Element test of flow path feeding coolant at the core inlet

*Tomoaki Ogata¹, Kei Higashi¹, Ryo Fukuda¹, Hideyuki Sakata¹, Yugen Shiratsuchi², Toshihiko Nakano³ (1. MHI, 2. MHI NSE, 3. KEPCO)

Keywords:LOCA, Debris, Sump screen, Long term 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片（デブリ）がサンプ内に流れ込み、サンプスクリーンや原子炉容器内の流路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。
本検討においては、昨年度に引き続き実機下部ノズルを使用した要素試験を実施することで、下部ノズル間隙から冷却材が供給されることを確認し、炉心冷却性能の長期維持に対する見通しが得られた。