[1H01-07] Numerical Analysis

2:45 PM - 3:00 PM JST(5:45 AM - 6:00 AM UTC)

[1H01] TRACE code analysis on heat transfer and conduction of reactor pressure vessel affecting pressurized thermal shock

*Riichiro Okawa¹, Masahiro Furuya² (1. CRIEPI, 2. CRIEPI & Waseda Univ.)

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、代表的な起因事象と非常用炉心冷却系(ECCS)の作動を想定し、原子炉システム解析コードTRACEを用いて、RPV壁における流体との熱伝達並びに構造材内の熱伝導を時間的・空間的に高解像度で解析し、熱水力挙動がPTSに及ぼす影響を評価した。