ROSA/LSTFを用いたPWR原子炉圧力容器頂部破断LOCA実験及び解析

ROSA/LSTF experiment simulating PWR PV upper-head break LOCA and post-test analysis

竹田 武司 ; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 中村 秀夫  

Takeda, Takeshi; Suzuki, Mitsuhiro; Asaka, Hideaki; Nakamura, Hideo

米国Davis Besse炉の原子炉圧力容器(PV)頂部破断は安全上の課題を提起した。制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。そのため、ROSA/LSTFを用いて高圧注入系(HPI)全故障を伴うPV頂部破断LOCAの模擬実験を行い、関与する熱水力現象を調べた。PV頂部の破断口はコールドレグ破断1%相当のサイズとした。実験において、上部プレナム内の冷却材は、上部ヘッドと上部プレナムをつなぐ制御棒案内管(CRGT)を介して上部ヘッドに流入し、流入はPV内水位がCRGT下端近傍の上部プレナム貫通孔まで低下するまで継続した。破断口での二相放出時には、蒸気発生器逃がし弁の周期的開閉に起因した上部ヘッド内の振動的な水位挙動が破断流量に影響を及ぼすこと、さらに、RELAP5/MOD3.2コードは、上部ヘッドの水位挙動や破断流量の予測に課題があることがわかった。

no abstracts in English