ROSA/LSTF tests and RELAP5 posttest analyses for PWR safety system using steam generator secondary-side depressurization against effects of release of nitrogen gas dissolved in accumulator water

竹田 武司; 大貫 晃*; 金森 大輔*; 大津 巌

Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, p.7481793_1 - 7481793_15, 2016/00

AA2016-0048.pdf:5.15MB

https://doi.org/10.1155/2016/7481793

Two tests related to a new safety system for PWR were performed with ROSA/LSTF. The tests simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 2-inch diameter break using an early steam generator (SG) secondary-side depressurization with or without release of nitrogen gas dissolved in accumulator (ACC) water. The pressure difference between the primary and SG secondary sides after the actuation of ACC system was larger in the test with the dissolved gas release than in the test without the dissolved gas release. No core uncovery and heatup took place because of the ACC coolant injection and two-phase natural circulation. The RELAP5 code predicted most of the overall trends of the major thermal-hydraulic responses after adjusting a break discharge coefficient for two-phase discharge flow under the assumption of releasing all the dissolved gas at the vessel upper plenum.

蒸気発生器伝熱管内蓄水量評価モデルの開発,5; 単管及び複数管実験結果

山崎 康平*; 大竹 浩靖*; 長谷川 浩司*; 山路 達也*; 小泉 安郎; 大貫 晃*; 金森 大輔*

no journal, , 

PWR小破断冷却材喪失事故時に、過渡的な炉心水位低下をもたらすことが懸念されている、蒸気発生器上昇流側U字管内冷却水滞留を調べることを目的として、凝縮を伴う垂直管内気液対向流の蓄水挙動を実験により調べた。複数管の相互作用による影響を調べるため、単管実験と並列4本管実験の2種類の実験を行った。実験は、内径18mm、長さ4mの垂直円管を試験流路とし、蒸気と水を用いて圧力0.1MPaの下で行われた。並列4本管の実験の場合の管内蓄水量の方が単管の場合の蓄水量より多い結果となった。並列4本管実験では、上方に流れるにつれ蒸気凝縮量は減じる条件であったが、単管実験では流れ方向均一蒸気凝縮の条件であった。この実験条件の違いが、4本並列管実験で管路上方での蓄水量を少なくしたものと考えられる。