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A Study on ROSA/LSTF SB-CL-09 test simulating PWR 10% cold leg break LOCA; Loop-seal clearing and 3D core heat-up phenomena

PWR低温側配管10%破断LOCAを模擬するROSA/LSTF SB-CL-09実験の考察; ループシールクリアリングと3次元炉心過熱現象

鈴木 光弘; 中村 秀夫  

Suzuki, Mitsuhiro; Nakamura, Hideo

本報は、ウェスティングハウス社型4ループPWRを模擬するROSA/LSTF実験装置で実施した、低温側配管10%破断LOCA実験(SB-CL-09)の主要な結果をまとめたものである。この実験では高圧注入系ECCSの故障を仮定し、次の事象が確認された。(1)比較的破断サイズが大きいため、1次系と2次系の圧力逆転は早く、2分以内に生じた。(2)ループシールクリアリング(LSC)過程は破断後約1分に全ループで開始し、炉心水位はほぼ下端まで低下した。これが解消した後も炉心水位は中央高さにとどまった。これは、蒸気発生器伝熱管の下降側に比べて上昇側に高い水位が維持された結果である。(3)炉心上部の昇温はLSC後も続き、ヒーター最高温度を制限するために111sに炉心出力を停止した。(4)LSC過程では、健全ループ高温側配管側で流下水により露出炉心の一部が冷却され、破断ループ高温側配管側では炉心の昇温が進行するという3次元での流動と温度分布が確認された。(5)炉心の昇温時間帯(67-153s)に、20点の炉心出口温度計はすべて飽和温度に維持され、過熱温度を検出しなかったが、これは流下水の影響と判断された。

This report presents major results observed in LOCA test (SB-CL-09) conducted at the ROSA/LSTF test facility simulating 10% cold leg break in a 4-loop Westinghouse-type PWR. Following are found in this test with an assumption of high pressure injection system. (1) The relatively large break size resulted in pressure inverse within 2 minutes between the primary and steam generator secondary sides. (2) During a loop-seal clearing (LSC) process started at about 1 minutes after the break, the core water level was suppressed to almost lower end and then it recovered to the middle core height. The water level remained at the middle height was due to remained water levels in the SG U-tube inlet sides which were higher than their outlet sides. (3) Significant core heat-up was observed above the water level at the middle height and core power was tripped off at 111s. (4) The effects of fall-back water from the intact loop hot leg was observed by the local core cooling.

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