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ROSA-AP600 Experiment simulating a steam generator tube rupture transient

蒸気発生器伝熱管破断事象を模擬したROSA-AP600実験

中村 秀夫 ; 久木田 豊; L.S.Ghan*; R.R.Schultz*

Nakamura, Hideo; Kukita, Yutaka; L.S.Ghan*; R.R.Schultz*

AP600炉における蒸気発生器(SG)の伝熱管多数本同時破断事象を模擬した実験を、改造したROSA-V/LSTF(体積比1/30.5)を用いて行った。その結果、静的安全系である静的余熱除去系(PRHR)と炉心補給水タンク(CMT)の、いずれも自然循環による熱除去が、原子炉スクラムとほぼ同時の起動後すぐに炉心崩壊熱出力を大きく上回り($$>$$2倍)、1次系圧力をSG2次系圧力近くまで短時間で低下させたため、運転員操作が無くても炉心をサブクール水中に維持できることが分かった。更にその熱除去は、高温配管(hot leg)温度をSG2次系より低下させ、2次系圧力を逃がし弁開の設定値以下に維持した。しかし、PRHRからの低温の冷却水は、他のROSA/AP600小破断模擬実験同様、低温配管(cold leg)に大きな温度差($$>$$100K)の温度成層を生じることが分かった。

no abstracts in English

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