Analysis of operating experience involving loss of decay heat removal during reactor shutdown in pressurized water reactors

加圧水型原子力発電所における原子炉停止時の崩壊熱除去機能喪失事例の分析

渡邉 憲夫; 平野 雅司

Watanabe, Norio; Hirano, Masashi

1976年から1990年の間に、米国のPWRで発生した原子炉停止時の崩壊熱除去(DHR)機能喪失事象197件に関して、事例の分析を行った。このうち、約3分の1(63件)は原子炉の水抜き状態下で発生しており、その多くは、原子炉水位の下げすぎ、一次冷却材の流出、ポンプ流量の増加等によるDHRポンプの空気巻き込みが原因となっている。DHR機能の喪失が長時間にわたり、一次冷却材の沸騰が起こった事象もある。また、本報では、水抜き状態時の12事例について、実際の事象から得られたデータに基づいて、一次冷却材の温度上昇率と沸騰が起こるまでの時間を評価した。4件の沸騰事例については、DHR機能が喪失している間に冷却材の沸騰が起こったことを確認した。また、原子炉停止後長期間たって(例えば、停止後30日)DHR機能が喪失した場合でも、1時間以内に冷却材沸騰が起こることを示した。

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