Temporary core liquid level depression during a cold-leg small-break loss-of-coolant accident; The effect of break size and power level

小泉 安郎*; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 久木田 豊; 田坂 完二*

Nuclear Technology, 96, p.290 - 301, 1991/12

https://doi.org/10.13182/NT91-A34590

ROSA-IV/LSTF装置において、破断面積を0.5%から10%に変化させて、また炉心出力減衰を保守的(高く)及び現実的(低く)見積もった場合について、計6回のコールドレグ破断実験を行なった。5%以上の破断では、ループシールクリアリング時にSG入口プレナム及びSGUチューブ内に滞水が見られ、このため最低炉心水位はクロスオーバレグ下端よりかなり低くなり、燃料棒表面温度上昇が大きくなった。2.5%以下の破断では上記滞水が無く、最低炉心水位はクロスオーバレグ下端に等しく、炉心露出は小さなものであった。この滞水はSG入口プレナムの入口部及びUチューブの入口部のフラッディングに起因するものであり、RELAP5/MOD2コードによる解析ではこの点の計算に問題があった。SG入口プレナムの入口部、Uチューブの入口部などでの相関摩擦の計算方法を変更することが提案されている。