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報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-15; Accident management actions during station blackout transient with pump seal LOCA

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-012, 75 Pages, 2023/10

JAEA-Data-Code-2023-012.pdf:4.45MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。ポンプシールLOCAは、0.1%低温側配管破断により模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系及び低圧注入系の全故障とともに、ECCSの蓄圧注入タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。蒸気発生器(SG)二次側水位が特定の低水位まで低下すると、一次系圧力は上昇に転じた。SG二次側水位喪失後、加圧器の安全弁が周期的に開いたため、一次冷却材の喪失につながった。故に、高圧条件でボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒被覆管表面温度の10Kの上昇を確認した時点で、SG二次側減圧を一番目のAM策として開始した。このAM策では、両SGの安全弁を開放した。また、一番目のAM策開始後少し遅れた時点で、加圧器の安全弁の開放による一次系減圧を二番目のAM策として開始した。さらに、一番目のAM策に従いSG二次側圧力が1.0MPaに低下した時点で、低水頭ポンプによる給水ラインから両SG二次側への注水を三番目のAM策として開始した。三番目のAM策の開始直後、SG二次系からの除熱が再開したため、一次系圧力の低下が促進された。蓄圧注入系から両低温側配管への冷却材注入による炉心水位の回復により、全炉心はクエンチした。窒素ガスがSGU字管内に蓄積したため、一次系の減圧率は低下した。本報告書は、ROSA/LSTFTR-LF-15実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment IB-HL-01; 17% hot leg intermediate break LOCA with totally-failed high pressure injection system

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07

JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-09; 1.9% pressure vessel top small break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2021-006, 61 Pages, 2021/04

JAEA-Data-Code-2021-006.pdf:2.78MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-PV-09)が2005年11月17日に行われた。ROSA/LSTF SB-PV-09実験では、加圧水型原子炉(PWR)の1.9%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。アクシデントマネジメント(AM)策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで、このAM策は一次系減圧に対して有効とならなかった。一方、炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(958K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮により両ループのループシールクリアリング(LSC)が誘発された。LSC後、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF SB-PV-09実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SL-01; Main steam line break accident

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2020-019, 58 Pages, 2021/01

JAEA-Data-Code-2020-019.pdf:3.85MB

ROSA-IV計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-SL-01)が1990年3月27日に行われた。ROSA/LSTFSB-SL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の主蒸気管破断(MSLB)事故を模擬した。このとき、両ループの蒸気発生器(SG)二次側への補助給水(AFW)とともに、非常用炉心冷却系である高圧注入(HPI)系から両ループの低温側配管内への冷却材注入を仮定した。MSLBにより、破断ループのSGは急減圧し、破断ループのSG二次側広域水位は低下した。しかし、破断ループのSG二次側へのAFWにより、破断ループのSG二次側広域水位は回復した。一次系圧力は、MSLB直後一時的に若干低下したが、SG主蒸気隔離弁の閉止に従い16.1MPaまで上昇した。一次系圧力が10MPa以下に低下した数分後、HPI系から両ループの低温側配管内へ冷却材を手動注入した。一次系圧力は、HPI系からの冷却材注入により上昇したが、加圧器逃し弁の開放により16.2MPa以下に維持された。実験中、炉心はサブクール水で満たされた。健全ループでは、流れが停滞し、HPI系からの冷却材注入時に低温側配管での温度成層が観察された。一方、破断ループでは、顕著な自然循環が継続した。HPI系からの冷却材の連続注入による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。取得した実験データは、PWRのMSLBを伴う多重故障事故時の回復操作および手順の検討に役立てることができる。本報告書は、ROSA/LSTFSB-SL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

Major outcomes through recent ROSA/LSTF experiments and future plans

竹田 武司; 和田 裕貴; 柴本 泰照

World Journal of Nuclear Science and Technology, 11(1), p.17 - 42, 2021/01

Many experiments have been conducted on accidents and transients of pressurized water reactor (PWR) employing the rig of safety assessment/large-scale test facility (ROSA/LSTF). Major results of the related integral effect tests with the LSTF were reviewed to experimentally identify thermal-hydraulic phenomena involved, regarding the PWR accident sequences in accordance with the new regulatory requirements for the Japanese light-water nuclear power plants. Key results of the recent integral effect tests utilizing the LSTF and future plans were presented relevant to multiple steam generator tube rupture accident with recovery operation, small-break loss-of-coolant accident (LOCA) with accident management measure on core exit temperature reliability, and small-break LOCA with thermal stratification under cold water injection from emergency core cooling system into cold legs.

論文

The Working group on the analysis and management of accidents (WGAMA); A Historical review of major contributions

Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr$'e$, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:11.59(Nuclear Science & Technology)

WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.

論文

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

渡辺 正*; 石垣 将宏*; 勝山 仁哉

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10

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。

論文

ROSA/LSTF test on nitrogen gas behavior during reflux condensation in PWR and RELAP5 code analyses

竹田 武司; 大津 巌

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00077_1 - 18-00077_14, 2018/08

We conducted an experiment focusing on nitrogen gas behavior during reflux condensation in PWR with ROSA/LSTF. The primary pressure was lower than 1 MPa under constant core power of 0.7% of volumetric-scaled (1/48) PWR nominal power. Steam generator (SG) secondary-side collapsed liquid level was maintained at certain liquid level above SG U-tube height. Nitrogen gas was injected stepwise into each SG inlet plenum at certain constant amount. The primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes were largely dependent on amount of nitrogen gas accumulated in SG U-tubes. Nitrogen gas accumulated from outlet towards inlet of SG U-tubes. Non-uniform flow behavior was observed among SG U-tubes with nitrogen gas ingress. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in predictions of the primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes depending on number of nitrogen gas injection. We studied further non-uniform flow behavior through sensitivity analyses.

論文

Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs

竹田 武司; 大津 巌

Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:80.12(Nuclear Science & Technology)

An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.

論文

Some characteristics of gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.69(Nuclear Science & Technology)

Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SG-10; Recovery actions from multiple steam generator tube rupture accident

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2018-004, 64 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-004.pdf:3.33MB

LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復するとともに、一次系と破断ループSG二次側の圧力は均圧した。放射性物質の大気放出に関して、健全ループSGのRV開放後、破断ループSGのRVは一回開いた。実験中、炉心は飽和ないしサブクール水で満たされた。健全ループSGのRV開放後、健全ループで顕著な自然循環が継続した。また、特に両ループのHPI系から高温側配管への冷却材注入時に高温側配管での顕著な温度成層が生じた。一次系と破断ループSG二次側の圧力が均圧後、健全ループ一次系冷却材ポンプの再起動による冷温停止状態を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-SG-10実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-07; 1% Pressure vessel top break LOCA with accident management actions and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2018-003, 60 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-003.pdf:3.68MB

LSTFを用いた実験(実験番号:SB-PV-07)が2005年6月9日に行われた。SB-PV-07実験では、PWRの1%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入(HPI)系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。一番目のアクシデントマネジメント(AM)策として、手動による両ループのHPI系から低温側配管への冷却材の注入を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、燃料棒表面温度は大きく上昇した。AM策に従い、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。また、二番目のAM策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を一次系圧力が4MPaに低下した時点で開始したが、SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで一次系減圧に対して有効とならなかった。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。本報告書は、SB-PV-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

Considerations on phenomena scaling for BEPU

中村 秀夫

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/00

軽水炉の安全評価にて、システム解析コードを用いて不確かさを考慮した最適評価解析(BEPU)を行うとき、本来目標である高温高圧で多様な形状を有する実機での伝熱流動条件下に生じる事故現象の精確な予測には依然として残されている課題がある。その中で、主に流路サイズと圧力(流体物性)に依存した現象のスケーリングが関与する課題の例を挙げ、Keynote講演での議論に資する。

論文

ROSA/LSTF tests and posttest analyses by RELAP5 code for accident management measures during PWR station blackout transient with loss of primary coolant and gas inflow

竹田 武司; 大津 巌

Science and Technology of Nuclear Installations, 2018, p.7635878_1 - 7635878_19, 2018/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:21.23(Nuclear Science & Technology)

Three tests were carried out with LSTF, simulating accident management (AM) measures during PWR station blackout transient with loss of primary coolant under assumptions of nitrogen gas inflow and total-failure of high-pressure injection system. As AM measures, steam generator (SG) depressurization was done by fully opening relief valves, and auxiliary feedwater was injected into secondary-side simultaneously. Conditions for break size and onset timing of AM measures were different. Primary pressure decreased to below 1 MPa with or without primary depressurization by fully opening pressurizer relief valve. Nonuniform flow behaviors were observed in SG U-tubes with gas ingress depending on gas accumulation rate in two tests that gas accumulated remarkably. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in predictions of primary pressure, SG U-tube liquid levels, and natural circulation mass flow rates after gas inflow and accumulator flow rate through analyses for two tests.

論文

RELAP5 uncertainty evaluation using ROSA/LSTF test data on PWR 17% cold leg intermediate-break LOCA with single-failure ECCS

竹田 武司; 大津 巌

Annals of Nuclear Energy, 109, p.9 - 21, 2017/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:61.68(Nuclear Science & Technology)

An experiment was conducted for the OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated a cold leg intermediate-break loss-of-coolant accident with 17% break in a PWR. Assumptions were made such as single-failure of high-pressure and low-pressure injection systems. In the LSTF test, core dryout took place because of rapid drop in the core liquid level. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and inlet plena because of counter-current flow limiting (CCFL). The post-test analysis by RELAP5/MOD3.3 code revealed that peak cladding temperature (PCT) was overpredicted because of underprediction of the core liquid level due to inadequate prediction of accumulator flow rate. We found the combination of multiple uncertain parameters including the Wallis CCFL correlation at the upper core plate, core decay power, and steam convective heat transfer coefficient in the core within the defined uncertain ranges largely affected the PCT.

論文

ROSA/LSTF test and RELAP5 analyses on PWR cold leg small-break LOCA with accident management measure and PKL counterpart test

竹田 武司; 大津 巌

Nuclear Engineering and Technology, 49(5), p.928 - 940, 2017/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:37.32(Nuclear Science & Technology)

An experiment using PKL was performed for the OECD/NEA PKL-3 Project as a counterpart to a previous test with LSTF on a cold leg small-break loss-of-coolant accident with an accident management measure in a PWR. The rate of steam generator secondary-side depressurization was controlled to achieve a primary depressurization rate of 200 K/h as a common test condition. In both tests, rapid recovery started in the core collapsed liquid level after loop seal clearing. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for the core collapsed liquid level, the cladding surface temperature, and the primary pressure. The RELAP5/MOD3.3 code indicated a remaining problem in the prediction of primary coolant distribution. Results of uncertainty analysis for the LSTF test clarified the influences of the combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within the defined uncertain ranges.

論文

ROSA/LSTF test on nitrogen gas behavior during reflux cooling in PWR and RELAP5 post-test analysis

竹田 武司; 大津 巌

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07

An experiment focusing on nitrogen gas behavior during reflux cooling in a PWR was performed with the LSTF. The test conditions were made such as the constant core power of 0.7% of the volumetric-scaled PWR nominal power and the primary pressure of lower than 1 MPa. The steam generator (SG) secondary-side collapsed liquid level was maintained at a certain liquid level above the SG tube height. Nitrogen gas was injected stepwise into each SG inlet plenum at a certain constant amount. The primary pressure and the SG U-tube fluid temperatures were greatly dependent on the amount of nitrogen gas accumulated in the SG U-tubes. Non-uniform flow behavior was observed among the SG U-tubes with nitrogen gas ingress. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in the predictions of the primary pressure and the SG U-tube fluid temperatures after nitrogen gas inflow.

論文

Multi-dimensional gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 6 Pages, 2017/06

Large-diameter (D) channels are extensively used to increase the mass, momentum and heat transport capability of working fluid. Comparing with small-D pipes, two-phase flows in large-D channels show quite different and more complicated flow characteristics, since much larger cap bubbles can exist and interfacial instability prevents the cap bubbles from forming a large stable Taylor bubble. Flow regimes and radial void fraction profiles are also different from those in small-D pipes especially in cap/slug flow regime. The relative velocities between phases are greatly increased. This paper reviews recent progresses in the researches on two-phase flows in large-D channels. The state-of-the-art tool of four-sensor probe may enable classification of two-group bubbles by the measurement of bubble diameter instead of bubble chord length. Databases and most of the updated constitutive equations that cover flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration (IAC) correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s) are summarized and analyzed. Typical multi-dimensional characteristics of flows in large-D channels are presented and their one-dimensional numerical simulations are reviewed. Finally the future research directions are suggested.

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-07; Loss-of-feedwater transient with primary feed-and-bleed operation

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07

JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB

LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

Contributions of OECD ROSA & ROSA-2 Projects for thermal-hydraulic code validation

中村 秀夫

Proceedings of Seminar on the Transfer of Competence, Knowledge and Experience gained through CSNI Activities in the Field of Thermal-Hydraulics (THICKET 2016) (CD-ROM), 29 Pages, 2016/06

軽水炉事故時の熱水力現象の詳細解明と安全評価コードの解析性能向上を図るため、アジアでの初めてのOECD-NEA国際共同研究プロジェクトであるROSAおよびROSA-2プロジェクトが、原子力機構の主催、15ヶ国の参加で行われた。同プロジェクトでは2005年より約8年間にわたり、世界最大規模の軽水炉模擬実験装置LSTFを用いて、9課題19回の実験が行われた。一方、OECD-NEAでは、その活動によって得られた成果や経験を次代に伝えるセミナ活動THICKETを実施しており、今回その第4回において、ROSAプロジェクトで得られた成果のうち、特に安全評価コードの性能検討に焦点を当てた取り組みであるブラインド計算の成果ならびに、同時に実施されていたOECD-PKL2プロジェクトとの相互比較実験の成果など、主要な成果から得られた教訓およびLSTF実験の有効性を中心に同プロジェクトの全容を解説し、安全解析における残存課題を議論する。

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