Loss of residual heat removal during PWR mid-loop operation; ROSA-IV/LSTF experiment and analysis

中村 秀夫; B.Noёl*; 安濃田 良成; 久木田 豊

1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.209 - 214, 1991/00

原子炉停止後、一次系冷却材を一部排出し水位を形成した状態で各種のメインテナンスを実施(ミッドループオペレーション)時に、炉心崩壊熱を除去する余熱除却系が、停電又はポンプのキャビテーション等の原因で機能を喪失するという事象がいくつかの原子炉で発生した。その結果、いくつかの炉では炉心冷却材が沸騰し、長期の余熱除却喪失が炉心露出を引き起こす可能性が有ることを示唆した。原研で、この様な余熱除却喪失事象をROSA-IV/LSTFで模擬し、低温側配管に開口部が有る場合、ループシールクリアリングとボイルオフの2つの原因による炉心露出を観察した。更に、一次系での非凝縮性ガス(空気)が蒸気発生器の細管内での蒸気凝縮挙動に大きな影響を与え、その結果、一次系の圧力挙動やループシールクリアリング挙動等が影響を受けた。CATHARE2コードを用いた実験後解析は、定性的に良好な結果を示した。