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Analyses of LSTF experiment and PWR plant for 5% cold-leg break loss of coolant accident

LSTF及びPWRプラントを対象とした5%コールドレグ破断冷却材喪失事故解析

渡辺 正*; 石垣 将宏*; 勝山 仁哉

Watanabe, Tadashi*; Ishigaki, Masahiro*; Katsuyama, Jinya

LSTF及びPWRプラントに対する5%コールドレグ破断による冷却材喪失事故について、これらを対象とした解析モデルを整備し、RELAP5/MOD3.3コードを用いて解析を行った。臨界流モデルの放出係数は、LSTFに対する実験と解析の圧力過渡が一致するよう決定し、PWR解析にも適用した。その結果、解析結果は、LSTF実験に対する熱水力学的挙動をよく再現できることを示した。しかしながら、ループシールよる炉心における差圧の減少やループ流速は過小評価された。また、LSTF実験に対する解析ではボイルオフ中における炉心の加熱時間は長いものの、LSTFとPWRプラント間ではそれらはよく一致することから、スケーリング効果は小さいことも明らかとなった。

The analyses of LSTF experiment and PWR plant for 5% cold-leg break LOCA are performed using the RELAP5/MOD3.3 code. The discharge coefficient of critical flow model is determined so as to obtain the agreement of pressure transient between the LSTF experiment and the experimental analysis, and used for the PWR analysis. The characteristics of thermal-hydraulic phenomena in the experiment are shown to be simulated well by the two analyses. The decrease in core differential pressure during the loop-seal clearing is, however, underestimated by the two analyses, and the core heat up is not predicted. The loop flow rates are also underestimated by the two analyses. Although the duration of core heat up during the boil-off period is longer in the experimental analysis, the results of two analyses agree well, and the effect of scaling is found to be small between the experimental analysis and the PWR analysis.

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