2020 Fall Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[2K06-08] SA Analysis

Thu. Sep 17, 2020 2:45 PM - 3:40 PM Room K (Zoom room 11)

Chair:Tadashi Fujii(Hitachi-GE)

3:15 PM - 3:30 PM

[2K08] Study of downstream effect of the sump screen for post LOCA long term core cooling

(4)Fuel assemblies test of flow path feeding coolant at the core inlet

*Kei Higashi1, Tomoaki Ogata1, Ryo Fukuda1, Hideyuki Sakata1, Yugen Shiratsuchi3, Toshihiko Nakano2 (1. MHI, 2. KEPCO, 3. NSE)

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

冷却材喪失事故時に発生するデブリ(配管保温材の破砕片:繊維、潜在デブリ/塗装片:粒子、化学的生成物:化学)が原子炉容器内に流入し、炉心流路を閉塞することが懸念されている。本検討では、炉心への冷却材供給流路(代替流路及び炉心入口部)に着目した流動試験結果について報告する。