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報告書

Evaluation of steam generator U-tube integrity during PWR station blackout with secondary system depressurization

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。

論文

Analyses of ALPHA in-vessel debris coolability experiments with SCDAPSIM code

日高 昭秀; 丸山 結; 上野 信吾*; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.49 - 55, 1999/07

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-99-005

米国NRCが開発した炉心損傷進展/熱水力詳細解析コードSCDAP/RELAP5の改良版であるSCDAPSIMコードを用いて、原研のALPHA計画で行った炉内デブリ冷却性に関する実験解析を行った。実験では、UO$$_{2}$$の代わりにテルミット反応で作成したAl$$_{2}$$O$$_{3}$$溶融物を飽和水を満たした下部ヘッド実験容器に落下させ、容器外表面温度を測定した。また、実験後に固化デブリと容器内壁間のギャップ幅を測定した。1mmの過熱蒸気のギャップ幅を仮定した計算は、容器外表面の最高温度を約500K過大評価し、ギャップに水が浸入したのが原因と考えられる実験初期の温度低下を再現できなかった。デブリ表面粗さを考慮した場合、容器外表面温度を若干低めに予測したが、依然として過大評価となった。ALPHA実験の予測精度を更に向上させるためには、熱物性を温度の関数として入力できるように変更し、ギャップへの水浸入をモデル化する必要がある。

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