RELAP5 analyses of OECD/NEA ROSA-2 project experiments on intermediate-break LOCAs at hot leg or cold leg

高温側配管ないし低温側配管の中口径破断LOCAに関するOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験のRELAP5解析

竹田 武司 ; 丸山 結 ; 渡辺 正; 中村 秀夫  

Takeda, Takeshi; Maruyama, Yu; Watanabe, Tadashi; Nakamura, Hideo

PWRの高温側配管ないし低温側配管で17%中口径破断冷却材喪失事故(IBLOCA)が生じたことを想定し、LSTFを用いたOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験を行った。高温側配管IBLOCA実験では、低温側配管内での蓄圧注入系水上の蒸気凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)に伴う炉心露出が生じた。また、炉心からの蒸気上昇流に起因した気液対向流制限(CCFL)による上部プレナム内上部炉心板での滞水が見られた。一方、低温側配管IBLOCA実験では、LSCの前に高速の蒸気流に起因したCCFLにより上部プレナム,蒸気発生器伝熱管上昇流側と入口プレナムに蓄水が見られ、炉心水位の急速な低下によりドライアウトが生じた。RELAP5/MOD3.2.1.2コードを用いた実験後解析では、特に、炉心出口でのCCFLを考慮するとともに炉心相間摩擦を1/10に低減することで燃料棒被覆管温度の予測は改善したが、依然として過小評価した。これは、RELAP5コードによる一次系冷却材分布の予測に課題が残存していることを示唆している。

Experiments simulating PWR intermediate-break loss-of-coolant accidents (IBLOCAs) with 17% break at hot leg or cold leg were conducted in OECD/NEA ROSA-2 project using LSTF. In the hot leg IBLOCA test, core uncovery appeared simultaneously with loop seal clearing (LSC). Water remained on upper core plate in upper plenum due to CCFL. In the cold leg IBLOCA test, core dryout took place before LSC. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and SG inlet plenum before the LSC due to CCFL. The RELAP5/MOD3.2.1.2 post-test analyses were performed. In the hot leg IBLOCA case, cladding surface temperature was underpredicted due to overprediction of core liquid level after the core uncovery. In the cold leg IBLOCA case, the cladding surface temperature was underpredicted too due to later core uncovery than in the experiment. These may suggest that the code has remaining problems in proper prediction of primary coolant distribution.