PSA research and severe accident research at JAERI

斯波 正誼*; 飛岡 利明; 早田 邦久; 阿部 清治

Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.3-A-1 - 3-A-9, 1992/00

原研の原子力施設の安全研究は、「原子力施設等安全研究年次計画」に基づいて進められている。1986年度-1990年度の年次計画でも、1991年度-1995年度の年次計画でも、PSA研究とシビアアクシデント研究は特に重点を置くべき研究として指定されている。本報では両研究の現状を紹介する。PSA研究では、信頼性解析、炉心損傷事故解析、地震リスク解析等のための手法が既に開発されている。現在は、手法開発よりもその応用に重心が移っており、様々なスコープのPSAが実施されている。シビアアクシデント研究では、燃料損傷、溶融進展、核分裂生成物放出・移行、格納容器等の健全性等に関し、現象の理解を深めるための実験が実施されている。また、計算コードの開発や性能評価もなされている。

BWR Recirculation Loop Discharge Line Break LOCA Tests with Break Areas 50% and 100% Assuming HPCS Failure at ROSA-III Test Facility

鈴木 光弘; 田坂 完二; 与能本 泰介; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 村田 秀男; 入子 真規*; 斯波 正誼

JAERI-M 85-037, 224 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-037.pdf:5.99MB

本報告書は、BWR/LOCA現象の総合実験装置であるROSA-IIIにおいて実施した再循環ループ吐出側配管破断実験の結果をまとめたものであり、既刊の200%破断実験結果と比較することにより、破断面積がLOCA現象に及ぼす影響を明らかにした。吐出側配管破断実験は、破断面積をパラメータにした200%、100%、50%の3実験のみであるが、吐出側配管破断時の現象を支配する要因は、圧力容器から破断口に至る経路の最小choking流路面積にあることを明らかにした。即ちジェットポンプ駆動ノズル面積(Aj)、再循環ポンプ吐出ノズル面積(Ap)、破断口面積(A)とするとき、AAj+Apではchokingの生じるジェットポンプと再循環ポンプのノズルで減圧速度が支配され、AAj+Apでは破断口において減圧速度が支配される。また、3実験の中で50%破断実験が最も高い燃料表面温度を記録した。この傾向は再循環ポンプ吸込側破断実験の傾向と同様である。

Recirculation pump discharge line break test at ROSA-III for a boiling water reactor

鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 斯波 正誼

Nuclear Technology, 70, p.189 - 203, 1985/00

https://doi.org/10.13182/NT85-A33643

商用BWRを模擬したROSA-III実験装置において、再循環ループポンプ吐出側配管破断実験を行い、実験結果の解析及び解析コードによるROSA-IIIとBWRにおける事故事象の相似性の検討を行なった。破断口径を変えた3種の吐出側破断実験と、対応する吸込側破断実験の比較から次のことがわかった。吐出側破断時の事象は、同じ effective choking flow area を持つ吸込側破断の事象と同等である。最大の effective choking flow area は、吐出側破断では(Aj+Ap)、吸込側破断では(Aj+Ao)である。ここでAj,Ap,Aoはジェットポンプノズル面積、再循環ポンプ出口ノズル面積、再循環ループ吸込側配管面積である。このことは実機についてもあてはまる。解析コードによる相似性の検討から、下部プレナムフラッシング、水位低下による燃料棒露出等の主要事象は相似的であるが、ROSA-IIIでは破断初期の炉心出力の制限が燃料温度に影響することを明らかにした。

Recirculation Pump Suction Line 200% Break Integral Test at ROSA-III with Two LPCI Failures,RUN 983

鈴木 光弘; 安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼

JAERI-M 84-135, 206 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-135.pdf:4.94MB

本報は、ROSA-IIIにおける再循環ポンプ吸込側200%破断実験RUN983の結果を収録し、大口径破断における主蒸気隔離弁(MSIV)閉鎖信号の相違、給水系フラッシングの有無、および炉心出力の相違による熱流体挙動への影響について検討した。主な結論は以下の通りである。(1)MSIV閉信号をダウンカマー水位してからL1に変更しても系圧力及び圧力容器内インベントリに大きな影響は生じない。(2)給水系ラインにざんりゅうする温水(216C)は減圧時にフラッシングし、減圧速度を遅くする。(3)BWRの燃料表面におけるLOCA時の熱流束を模擬する炉心過渡熱出力曲線を用いたRUN983の実験では、給水フラッシングがないことによるLPCS、LPCI系の早期作動と相まって最高燃料表面温度は従来の実験条件の場合より大幅に低下した。なお、RUN983実験は、米国のBWR/LOCA疑義実験FIST計画の対応実験の1つとして実施され、現在FISTとROSA-IIIの相似性の検討が進められている。

Experiment Data of 200% Recirculation Pump Discharge Line Break Integral Test RUN961 with HPCS Failure at ROSA-III and Comparison with Results of Suction Line Break Tests

鈴木 光弘; 田坂 完二; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 与能本 泰介; 斯波 正誼

JAERI-M 84-045, 229 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-045.pdf:5.5MB

ROSA-III試験装置を用いて行なわれた再循環ポンプ出口側配管の200%破断試験、RUN961の結果をまとめたものである。ROSA-III装置は、BWR/6を容積比1/424に模擬し電気加熱炉心を持つ冷却材喪失事故(LOCA)とECCS性能評価のための総合実験装置である。この試験結果は、解析コードの性能評価のための実験データとして用いることができる。本報では、上記実験データの提供のみならず、大口経のポンプ吸込側破断実験RUN926(200%破断)、RUN929(75%破断)と比較することにより、再循環ループにおいて破断位置が異なる場合にLOCA現象にどの様な影響を及ぼすかについても検討し結論を得た。つまり、実質的な破断口に相当するジェットポンプ駆動部ノズル、再循環ポンプ出口ノズル及び破断口の流路面積がLOCA過程を支配するということである。PCTは894Kであり、ECCSの効果が確かめられた。

ROSA-III 200% Double-Ended Break Integral Test Run 901; Full ECCS Actuation

中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 斯波 正誼

JAERI-M 84-007, 156 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-007.pdf:3.97MB

本報は、ROSA-III実験装置を用いた、再循環ポンプ入口配管での200%両端破断実験RUN901の実験結果について記述したレポートである。ROSA-III実験装置は、BWR/6型原子炉の炉心を電気加熱ヒーターで模擬した実炉との体積比(1/424)の装置である。RUN901において、すべての非常用炉心冷却系(ECCS;Emergency Core Cooling System)が作動させられた。上部ダウンカマ水位信号により、主蒸気隔離弁閉鎖およびECCS作動が行なわれた。炉心入口流量は炉心入口オリフィスに取り付けた差圧伝送機によって測定された。RUN901の最高被覆管温度は780Kで、ブローダウンの際に生じた。全炉心はECCS作動後クエンチされ、ECCSの有効性が確認された。

蒸気凝縮振動およびチャギングによる圧力抑制プール内動荷重の統計的評価,2; 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データ評価レポート,3

久木田 豊; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 黒木 道雄*; 生田目 健*; 斯波 正誼

JAERI-M 83-186, 171 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-186.pdf:5.23MB

本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験において得られた試験結果のうち、昭和53~55年度に実施した水放出試験12ランにおける蒸気凝縮荷重の定量的評価を行ったものである。蒸気凝縮振動およびチャギング現象によってもたらされる圧力抑制プールバウンダリ荷重の大きさを、RMS値、パワスペクトル密度、応答スペクトルによって評価し、これらの量の上限値を与えるデータを選択することによって、実炉の荷重を保守的に評価するためのデータベースを作成した。また、熱水力条件と荷重の大きさとの関係、ならびにチャギングによる荷重に対するベント管相互の非同期の影響について調べた。

Experiment Data of ROSA-III Integral Test Run 7341; Single Failure Series Test No.4; Full ECCS

安濃田 良成; 早田 邦久; 田坂 完二; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 熊丸 博滋; 岡崎 元昭; 竹下 功; 斯波 正誼

JAERI-M 83-043, 154 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-043.pdf:3.91MB

本報は、ROSA-III実験装置によるBWR LOCA模擬実験のうち、単一故障実験シリーズのRun7341の実験データレポートである。ROSA-III実験装置は、炉心を電気加熱ヒータで模擬した実炉比1/424(体積比)の装置である。Run7341は再循環ポンプ吸込側配管の両端破断実験で、全ECCSを作動させた場合のものである。主な初期条件は、蒸気ドーム圧力7.28MPa、下部プレナム末飽和度11.0K、炉心入口流量15.3kg/s、炉心発熱量3.55MWである。実験は予定通り行なわれた。ECCS作動後、炉心はクエンチし、最高被覆管表面温度は810Kであった。ECCS不作動の実験結果との比較から、ECCS注入効果が明らかとなった。

Boiling water reactor loss of coolant tests; Single failure tests with ROSA-III

早田 邦久; 田坂 完二; 安部 信明*; 斯波 正誼

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.537 - 558, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jnst.20.537

ROSA-III装置において単一故障をECCSに仮定し、BWRのLOCA模擬実験を行った。破断位置はいずれも再循環系のポンプ入口であり、破断位置はいずれも再循環系のポンプ入口であり、破断形式は200%両端破断である。実験結果から単一故障を仮定することにより当然ECCSによる炉心冷却機能は低下するが、なおかつ設計基準事故に対し充分な炉心冷却能力をもっていることが明らかとなった。燃料棒表面最高温度は600C以下であり安全評価指針の1200Cより充分低くなっている。RELAP4/Mod6による解析結果はブローダウン過程において実験結果とよく一致した。

The Noncondensable gas effects on loss-of-coolant accident steam condensation loads in BWR pressure suppression pool

久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼

Nuclear Technology, 63, p.337 - 346, 1983/00

https://doi.org/10.13182/NT83-A33292

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験の試験結果にもとづき、圧力抑制プール内の蒸気凝縮に起因する格納容器動荷重に対する蒸気中の非凝縮性気体(空気)の影響を調べた。空気の存在により、従来知られていたように凝縮が安定化しチャギング現象の発生が抑制される効果が生じるだけでなく、ベント管内蒸気流速が比較的高い条件下ではこれも正反対の効果が生じうること、ならびにこれらの効果が、蒸気凝縮荷重の大きさに重大な影響を及ぼすことを明らかにした。