[1H01-07] 数値解析とシミュレーション技術

14:45 〜 15:00

[1H01] TRACEコードを用いた加圧熱衝撃に影響を及ぼす原子炉圧力容器の伝熱解析

*大川 理一郎¹、古谷 正裕² (1. 電中研、2. 電中研、早稲田大)

キーワード：

TRACE、加圧熱衝撃(PTS)、非常用炉心冷却系(ECCS)、原子炉圧力容器(RPV)、熱構造材

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。