著者

安部 諭 佐藤 聡 竹田 武司 中村 秀夫

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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LSTFを用いたPWRコールドレグ中口径破断冷却材損失事故(LOCA)模擬実験に関して、熱水力最適評価コードRELAP5を用いて解析を行った。炉心を1PIPEでノーディングして解析を行った結果、被覆管表面温度の上昇は、上部プレナムから炉心への下降流の流量に大きく依存することが明らかになった。本発表では、その下降流と炉心の温度上昇の関連についてさらに詳しく調べるために、炉心を高出力、中出力、低出力部分の3つに分割したモデルを用いた解析結果について述べる。