Experiment and analyses of PWR station blackout transient involving pump seal leak

PWR全電源喪失時のポンプシール破損模擬実験及び解析

加圧水型原子炉(PWR)の全電源喪失/給水喪失(TMLB)時に1次冷却材ポンプのシール部から冷却材の漏洩が起こると、TMLBシナリオで想定される過渡変化中の冷却材の分布及び流動状態が変化する。そこで、ROSA-IV/LSTF装置を用いてTMLB時のポンプシール破損模擬実験を行い(TR-LF-06)1次系の熱水力的挙動について調べ、さらにRELAP5/MOD3及びMOD2を用いて解析を行いコードの比較、評価を行った。実験ではTMLB時の6000秒の時点でのポンプシール破損を0.1%コールドレグ破断により模擬した。破断後、1次系圧の一時的な低下とホットレグの飽和、自然循環の停止、模擬燃料温度の一時的上昇とループシールクリアリング等が観察され、ホットレグを通る蒸気流動が継続することが確認された。本実験は両コードにより良好に再現されたが、MOD3ではSG初期水位を実験値より低く設定する必要があった。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2
巻	:
号	:
ページ数	:	p.1232 - 1239
発行年月	:	1993/00
発表会議名	:	6th Int. Topical Meeting Nuclear Reactor Thermal Hydraulics
開催年月	:	1993/10
開催都市	:	France
開催国	:
キーワード	:	ROSA-IV-LSTF; TMLB; Pump Seal; Leak; RELAP5-MOD3; RELAP5-MOD2; Loop Seal Clearing; PWR

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登録番号 : B19930184
抄録集掲載番号 : 210939
論文投稿番号 : 12080

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