[2J10-16] Numerical Analysis

[2J10] TRACE code analysis for thermal hydraulics behavior of NPP to contribute to best estimate of pressurized thermal shock

*Riichiro Okawa¹, Masahiro Furuya¹ (1. CRIEPI)

Keywords:TRACE, Pressurized thermal shock (PTS), Emergency core cooling system (ECCS), Reactor pressure vessel (RPV), Heat structure

加圧熱衝撃(PTS)は原子炉圧力容器(RPV)の健全性を評価する上で重要な事象として認識されており、原子炉プラント内の熱水力挙動がその影響因子となっている。将来的に原子力発電所の長期間運転が志向される中、高経年化対策の技術向上と最適評価が今後重要となる。本研究では国内の標準的なPWRを対象に、原子炉システム解析コードTRACEを用いて、代表的な起因事象と非常用炉心冷却系の作動を想定した際の原子炉プラント内の過渡熱流動を解析し、PTSに影響を及ぼす熱水力状態を評価した。