PWR全電源喪失に関するROSA/LSTF実験とRELAP5解析

ROSA/LSTF test on PWR station blackout transient and RELAP5 analyses

竹田 武司 ; 大津 巌 

Takeda, Takeshi; Otsu, Iwao

福島事故を踏まえ、PWRの一次冷却材ポンプシール部の漏洩を考慮した全電源喪失におけるアクシデントマネジメント(AM)策の検討に資するため、LSTFによる模擬実験を実施した。RELAP5/MOD3.2コードを用いた解析を基に、高圧ボイルオフ時の燃料被覆管温度への炉心ボイド率や燃料被覆管表面熱伝達率の影響を調べた。さらに、AM策に関するRELAP5コードによる感度解析を行い、燃料被覆管上昇温度に連動する蒸気発生器(SG)二次側安全弁全開によるSG二次側の減圧開始時間が遅く、かつ給水流量が少なくなるほど燃料被覆管最高温度が上昇することを明らかにした。

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/large scale test facility (LSTF) based on the Fukushima accident. Through RELAP5/MOD3.2 code, we investigate core void fraction and surface heat transfer coefficient of the cladding. In addition, sensitivity analyses were performed with the RELAP5 code. The onset timing of SG secondary depressurization as well as the SG coolant injection flow rate were found to significantly affect the peak cladding temperature.