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Reliability of core exit thermocouple 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

機構が、PWRを模擬するROSA計画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13回の模擬実験を対象に、炉心の過熱を検出してアクシデントマネジメント策開始の判断に用いられる炉心出口温度計(CET)の特性を系統的に調べ、あらためて次の諸点をまとめた。LSTFは、高さ実寸,実機圧力で容積比1/48を有する世界最大のPWR模擬装置である。(1)一般にCET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)この遅れの共通原因の1つは、炉心出口と外周部の金属構造材による冷却効果である。(3)著しく高圧あるいは低圧の条件下では、CET温度の代替指標として、その過熱度が必要である。(4)ホットレグから著しい量の流下水がある場合には、CETは過熱温度を検出しなかった。さらに、これらの実験結果のPWRへの適用性を検討した。

Presented in the paper are experimental results on general performance of core exit thermocouple (CET) to detect core overheat for accident management (AM) action. Thirteen tests simulating small break loss-of-coolant accident (SBLOCA) and abnormal transient are studied by using the Large Scale Test Facility (LSTF) which is a full-height, full-pressure and 1/48 volumetric-scaled PWR model. Clarified are as follows, (1) general CET performance with certain delay in time and temperature rise from core overheating in most cases, (2) one common reason of the delay due to cooling effects of metal structures in core and core exit, (3) an indication of superheat instead of its temperature necessary for significantly high or low pressure transients, (4) no CET heat-up in case of large water fall-back from hot legs and in addition, discussion on applicability to PWR is presented.

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パーセンタイル:11

分野:Nuclear Science & Technology

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