Reliability of core exit thermocouple (CET) for accident management action during SBLOCA and abnormal transient tests at ROSA/LSTF

ROSA/LSTFの小破断冷却材喪失事故と異常過渡事象の実験を対象としたアクシデントマネジメント措置用炉心出口温度計(CET)の指標性に関する研究

鈴木 光弘; 中村 秀夫  

Suzuki, Mitsuhiro; Nakamura, Hideo

日本原子力研究開発機構が大型非定常試験装置(LSTF)を用いて行った小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)と異常過渡事象に関する12回の模擬実験を対象として、炉心出口温度計(CET)の特性とそのPWRアクシデントマネジメント措置への適用性をまとめた。LSTFは、高さ実寸で容積比1/48を有する世界最大のPWR模擬装置である。これらの実験より、次の一般的CET特性を明らかにした。(1)CETは大部分のケースで炉心過熱の検出が可能であるが、炉心過熱部と比べて検出時間と温度上昇に遅れを伴う。(2)この遅れを生じる原因の1つは、炉心出口と外周部の構造材による冷却効果である。(3)蒸気発生器による減圧操作を伴う微少破断の場合には、10%低温側配管破断と同様、ホットレグからの著しい流下水の影響でCETは過熱温度を検出しなかった。(4)著しく高圧あるいは低圧条件下では、CET温度の代替指標として、その過熱度が必要である。

Presented are experiment results on performance of core exit thermocouple (CET) and applicability to PWR accident management (AM) during 12 tests of small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) and abnormal transient conducted at the Large Scale Test Facility (LSTF) of Japan Atomic Energy Agency, which is the largest PWR simulator with full-height and 1/48 volume scaling. General CET performances are derived including (1) CETs are capable in most cases to detect core overheating with delay of time and temperature increase from core heat-up, (2) one of the reasons of this delay is attributed to cooling effects of structural materials at the core exit and peripheral region, (3) CETs were incapable to detect core overheating in a very small break under steam generator depressurization action as well as a 10% cold leg break due to significant water fall-back from hot legs, and (4) an alternative indication by CET superheat is necessary in extremely high and low pressure conditions.