2019年秋の大会

講演情報

一般セッション

IV. 原子力プラント技術 » 402-1 原子力安全工学(安全設計,安全評価,マネジメント)

[1G16-19] 過酷事故解析・試験

2019年9月11日(水) 16:55 〜 18:00 G会場 (共通教育棟 2F C22)

座長:中村 勤也(電中研)

17:10 〜 17:25

[1G17] コールドレグ2インチ破断LOCA解析におけるMAAP5のコリウムプール熱伝達モデルの感度解析

*上田 真輝1、児玉 茂雄1、田中 伸祐1、石垣 保博1、雑賀 宏1、北尾 卓己1、井澤 大時1 (1. 原子力エンジ)

キーワード:過酷事故、MAAP、溶融炉心、IVR

過酷事故(SA)解析コードMAAP5.04の特性を把握するため、PWRを対象にコールドレグの2 インチ破断LOCA解析を実施した。下部プレナムに落下したコリウムプールからクラストへの熱伝達モデルの感度解析を行った結果、原子炉容器下部ヘッドに及ぼす影響の差異が確認された。