2022 Fall Meeting

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Oral presentation

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

[2J01-04] Loss of Coolant Accident

Thu. Sep 8, 2022 9:45 AM - 10:50 AM Room J (E1 Bildg.4F No.42)

Chair:Keita Goto(TOSHIBA ESS)

9:45 AM - 10:00 AM

[2J01] Study of downstream effect of the sump screen for post LOCA long term core cooling

(6) Core inlet flow pass test and alternative flow pass test for feeding coolant

*Tomoaki Ogata1, Kei Higashi1, Ryo Fukuda1, Hideyuki Sakata1, Tetsuya Teramae1, Yugen Shiratsuchi1, Hamano Junji2 (1. MHI, 2. KEPCO)

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

LOCA後の長期炉心冷却に関して、炉心への冷却材供給流路へのLOCAデブリによる影響を流動試験により検討した。具体的には、LOCAデブにより炉心入部が閉塞した場合に発生する圧損の増加を実寸大の燃料集合体を用いて計測した。また、LOCAデブリにより炉心入口部が完全に閉塞した場合の代替流路に対するデブリ影響についても部分模擬試験を実施した。これらの試験結果から、LOCAデブリが冷却材供給流路に与える影響は軽微であり、LOCA後の長期炉心冷却が成立することを確認した。