ROSA-V計画における炉心損傷防止のためのアクシデントマネージメントの研究

Study of accident management measures for prevention of severe core damage in ROSA-V program

浅香 英明; 安濃田 良成

Asaka, Hideaki; Anoda, Yoshinari

原研ROSA-V計画のもとで、LSTF装置を用いた総合実験とREALP5/MOD3コード解析により、加圧水型原子炉(PWR)の高圧ECCS注入機能喪失に伴う小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)時におけるSGの2次系強制冷却の有効性にかかわるパラメータの体系的評価手法を示し、運転操作の判断根拠を定量的に明らかにし、運転員が把握できる情報、すなわち減圧速度と減圧開始時間のみで操作の指針となるチャートを開発した。さらに、従来のLOCA解析コードでは、SG伝熱管の入り口においてのみCCFLが発生するようにモデル化されていたため、長い液柱の形成が予測されなかった。それに対し、CCFL条件判別式を伝熱管入口だけではなく全体に適用するようモデル化することにより、安全上重要な2次系強制冷却操作によって伝熱管内に形成される水柱の高さ及び保持時間を良好に再現できることなど、ROSA-V計画におけるシビアアクシデント防止に関するアクシデントマネージメント研究の主要な成果を紹介している。

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