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日高 昭秀; 浅香 英明; 上野 信吾*; 吉野 丈人*; 杉本 純
JAERI-Research 99-067, p.55 - 0, 1999/12
JAERI-Research-99-067.pdf:2.51MB
2次系減圧を伴うPWR電源喪失事故時に炉心が昇温すると、温度上昇に起因して蒸気発生器伝熱管が破損する可能性がある。米国NRCの解析は、その場合でも、サージラインが先に破損することを示したが、沈着したFPからの崩壊熱を考慮していない。そこで、その影響を調べるため、まず、米国NRCの解析で使用したホットレグ水平対向流モデルを原研のLSTF実験で検証した後、Surry炉を対象としてSCDAP/RELAP5コードを用いた解析を行った。FP沈着量と崩壊熱は原研のARTコードを用いて別途計算した。その崩壊熱を熱応答計算で考慮した場合、伝熱管の健全性はかろうじて確保された。しかしながら、種々の不確実性を考慮すると、伝熱管が最初に破損する可能性を排除できない。このことは、2次系減圧に関するアクシデントマネジメント方策の得失を評価するうえで考慮しておく必要がある。
五福 明夫*; 岡崎 文大*; 吉川 栄和*; 藤木 和男; 鴻坂 厚夫; 若林 二郎*
Tech. Rep. Inst. At. Energy,Kyoto Univ., 211, p.1 - 57, 1989/05
米国Prairie Island1号炉で1979年に生じた蒸気発生器伝熱管破損事故に関し、RELAP5/Mod1コードによるシミュレーションを行った。シミュレーションの目的は原子力発電プラントの異常診断システムの開発にあたって事故時のプラントパラメータ過渡変化について実際のプラントからのデータの代用と成り得る模擬データを供給するための解析コードとその入力モデルを整備することである。計算は伝熱管破損後3200秒までの時間について行った。計算結果はプラント記録及び原研でRETRAN-02コードにより実施された解析結果と良く一致しており、若干の改良すべき点はあるものの、RELAP5/Mod1コードと今回用いた入力モデルの組合せが、事故時のPWRプラントの全体挙動を模擬する道具として有効な事が示された。(本報告は原研側発表者が、旧原子炉安全解析研究室に所属中に行なった協同研究の一部である。)