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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2020-019, 58 Pages, 2021/01
JAEA-Data-Code-2020-019.pdf:3.85MB
ROSA-IV計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-SL-01)が1990年3月27日に行われた。ROSA/LSTFSB-SL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の主蒸気管破断(MSLB)事故を模擬した。このとき、両ループの蒸気発生器(SG)二次側への補助給水(AFW)とともに、非常用炉心冷却系である高圧注入(HPI)系から両ループの低温側配管内への冷却材注入を仮定した。MSLBにより、破断ループのSGは急減圧し、破断ループのSG二次側広域水位は低下した。しかし、破断ループのSG二次側へのAFWにより、破断ループのSG二次側広域水位は回復した。一次系圧力は、MSLB直後一時的に若干低下したが、SG主蒸気隔離弁の閉止に従い16.1MPaまで上昇した。一次系圧力が10MPa以下に低下した数分後、HPI系から両ループの低温側配管内へ冷却材を手動注入した。一次系圧力は、HPI系からの冷却材注入により上昇したが、加圧器逃し弁の開放により16.2MPa以下に維持された。実験中、炉心はサブクール水で満たされた。健全ループでは、流れが停滞し、HPI系からの冷却材注入時に低温側配管での温度成層が観察された。一方、破断ループでは、顕著な自然循環が継続した。HPI系からの冷却材の連続注入による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。取得した実験データは、PWRのMSLBを伴う多重故障事故時の回復操作および手順の検討に役立てることができる。本報告書は、ROSA/LSTFSB-SL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
竹田 武司; 大津 巌
Annals of Nuclear Energy, 109, p.9 - 21, 2017/11
被引用回数：8 パーセンタイル：61.27(Nuclear Science & Technology)An experiment was conducted for the OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated a cold leg intermediate-break loss-of-coolant accident with 17% break in a PWR. Assumptions were made such as single-failure of high-pressure and low-pressure injection systems. In the LSTF test, core dryout took place because of rapid drop in the core liquid level. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and inlet plena because of counter-current flow limiting (CCFL). The post-test analysis by RELAP5/MOD3.3 code revealed that peak cladding temperature (PCT) was overpredicted because of underprediction of the core liquid level due to inadequate prediction of accumulator flow rate. We found the combination of multiple uncertain parameters including the Wallis CCFL correlation at the upper core plate, core decay power, and steam convective heat transfer coefficient in the core within the defined uncertain ranges largely affected the PCT.
鈴木 光弘; 安濃田 良成
JAERI-Tech 2000-016, p.173 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-016.pdf:7.25MB
本報告は大型非定常実験装置(LSTF)において実施した0.5%低温側配管破断LOCA実験結果をまとめ、2次系減圧操作の効果と炉心過熱事象が繰り返し発生する原因を明らかにしたものである。本実験(SB-CL-24)では、高圧注入系と蒸気発生器補助給水系が作動しない場合を想定し、蒸気発生器逃し弁開作動により1次系の減圧を促進した。この結果、蓄圧注入系が作動したが、低圧注入系の作動圧力(1.29MPa)まで1次系圧力が低下しないうちに2次系保有水が喪失して1次系は昇圧し、蓄圧注入系の停止後にボイルオフ状態で炉心の上半分が過熱状態になった。加圧器逃し弁等の1次系減圧操作で急減圧し、低圧注入系作動により炉心過熱状態は解消した。過渡条件下でループシールクリアリングは3回発生した。本報では、事故検出計装による炉心冷却不全事象の検出特性等についても詳細に評価した。
浅香 英明; 安濃田 良成; 久木田 豊*; 大津 巌
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.905 - 915, 1998/12
被引用回数：15 パーセンタイル：74.78(Nuclear Science & Technology)原子炉冷却系の2次側減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。特に1次系の冷却材損失を防ぎつつ炉心冷却を促進できる観点から注目されている。PWR小破断LOCA時に高圧注入系が不動作の場合について、2次側減圧操作の有効性をROSA-V/LSTF実験とRELAP5解析により検討した。2次側減圧速度と減圧開始時間が炉心水位や燃料被覆管表面最高温度(PCT)に与える影響を種々の破断面積について解析的に調べた。その結果、PCTは破断面積が1%から1.5%の間で最も高くなることが示された。また、極大PCTを制限するための減圧速度と減圧開始時間に関する条件を明らかにした。さらに、減圧速度の限界についても論じられている。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
浅香 英明; 久木田 豊; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Experimental Thermal and Fluid Science, 3, p.588 - 596, 1990/00
被引用回数：18 パーセンタイル：76.57(Thermodynamics)LSTFによる0.5%コールドレグ破断向き効果実験(横向き、下向き及び上向き)の結果と本実験をRELAP5/MOD2コードを用いて解析した結果の報告である。実験から、破断向きの相違による一次系内熱水力挙動の相違は小さいことが判った。しかしながら、(二相)破断流量は、下向きの場合よりも横向きの方が大きくなるという興味深い結果が得られた。RELAP5原型版では破断流量の予測性能が不充分であったため、計算された一次系内の熱水力挙動は、実験結果と大きく異なった。同コードの臨界流モデル及び破断口における水/蒸気エントレインメントモデルを改良することにより、予測性能が著しく改善され、破断向きの相違による破断流の相違を定量的に予測することに成功した。本改良コードを用いた解析を通じて、横向きと下向きにおける破断流量の相違は、水位振動に伴う破断流量(クオリティ)の非線形振動に起因することを示した。
浅香 英明; 田坂 完二; 小泉 安郎*; 久木田 豊; 与能本 泰介
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.206 - 213, 1989/10
LSTFによる0.5%コールドレグ破断向き効果実験(横向き、下向き及び上向き)の結果と本実験をRELAP5/MOD2コードを用いて解析した結果の報告である。実験から、破断向きの相違による一次系内熱水力挙動の相違は小さいことが判った。しかしながら、(二相)破断流量は、下向きの場合よりも横向きの方が大きくなるという興味深い結果が得られた。RELAP5原型版では破断流量の予測が不充分であったため、計算された一次系内の熱水力挙動は、実験結果と大きく異なった。同コードの臨界流モデル及び破断口における水/蒸気エントレイメントモデルを改良することにより、予測性能が著しく改善され、破断向きの相違による破断流の相違を定量的に予測することに成功した。本改良コードを用いた解析を通じて、横向きと下向きにおける破断流量の相違は、水位振動に伴う破断流量(orクオリティ)の非線形振動に起因することを示した。
斯波 正誼; 竹下 功
日本原子力学会誌, 21(8), p.613 - 624, 1979/00
被引用回数：0LOFT計画は、熱出力55MWの小型のPWRを使用し、1次冷却系配管破断によるLOCAならびにECCSによる冷却水の注入を模擬した実験を行ない、その際の1次冷却系ならびに炉心の応答を測定する実験研究である。このような実験を行なう目的は、LOCA/ECC安全評価用計算コードの妥当性の実証,現行のECCSの設計の妥当性の確認,ならびにLOCA/ECC現象をより精緻に記述する計算コードの開発である。LOFT計画に使用するPWR(LOFT炉)は、1975年に完成し、現在までに合計8回の実験を実施した。これらの実験から、コールドレグの両端破断に対し、現行のコールドレグへ冷却水を注入するECCSの設計は妥当であり、炉心は有効に冷却されることが示された。
鈴木 光弘
JAERI-M 7944, 146 Pages, 1978/11
本報は一連のROSA-IIデータ報告書の1つであり、低温側配管破断におけるECCS注入の有無、循環ポンプ回転維持、および初期炉心温度差が実炉並みに大きいことがブローダウン過程にどの様な影響を及ぼすかについて、実験結果とともに検討結果を紹介するものである。得られた主な結論は以下の通りである。(1)注入したACC水は一時的に大きな凝縮減圧作用を及ぼし、炉心などの流れを変化させる。ACC側低温配管注入の場合、上部プレナム残存水を炉心に引きこむので、上部プレナム残存水が多いほど炉心冷却に効く。(2)炉心の再冠水はLPCI水によって行なわれた。(3)破断後も循環ポンプを回転させると炉心の下向流を妨げ一次的に流れを停滞させるため炉心の熱伝達は悪化した。しかしポンプ回転の結果、ACC注入時に上部プレナム残存水が多かったため、比較的その後の炉心冷却は改善された。(4)初期炉心温度差が大きいと、破断後の流出流量は増加し、残存水は早く減少する。
望月 洋志*; 傍島 真; 鈴木 光弘
JAERI-M 7835, 94 Pages, 1978/09
本研究は、ROSA-II計画の一環として、低温側破断実験の代表的2ケースをRELAP4Jにより解析したものである。研究目的は、プログラムの妥当性の評価、プログラムの問題点の指摘とその改良、および実験現象の推移について理解を深めることである。解析は、パラメタサーベイ、プログラム改良、実験の模擬計算を行ない次の結果を得た。パラメータサーベイでは、実験データの圧力曲線に影響する主な因子を求めた。プログラム改良はRELAP4JRIIを開発した(別報JAERI-M7506参照)。模擬計算は75(s)まで行ない、計算結果の特徴を説明し、実験データとの比較検討を行なった。実験データとの比較に基づいて改良後のRELAP4Jを評価し、改良前に比べて流出流量、気水分離による質量・エネルギー分布、ECCS注入水の流動、低クオリティ域の熱力学的非平衡現象について現象の模擬が改善された。現象の推移についても新たな知見が2,3得られた。
ROSAグループ*
JAERI-M 7236, 137 Pages, 1977/09
本報告は、一連のROSA-II試験装置を用いた低温側配管破断試験の中で、従来の装置よりダウンカマ-間隙を広げた効果を検討した試験データに関するものである。本報に示す3Runは、いずれも最大口径両端破断であり、ECCS注入条件は既報のRun310と同じである。上記3Run相互、およびそれらとRun310を比較し、次の結論を得た。ダウンカマ-の間隙を広げると、炉心への蓄水速度は増加したが、しかしまだ充分冷却効果を上げるだけの蓄水量には至らず、途中で燃料への通電を停止した。ECC水注入流量を1.5倍に増加した所、炉心への蓄水速度は6倍にも増加した。破断ループポンプの出入口部を広げたところ、そこでは二相臨界流は生じなくなり、そこを通過する流出流量が増加した。この結果、系の減圧速度は大きくなり、かつ、2つの流出経路の流出量のバランスが変化したことにより、ブローダウン中および再冠水過程の炉心流れ、蓄水量が変化した。
鈴木 光弘*; 安達 公道; 岡崎 元照; 傍島 真; 斯波 正誼; 松本 巖
JAERI-M 6849, 142 Pages, 1976/12
本報文はPERのLOCA模擬実験であるROSA-II試験結果の1部(Runs 411,314,315,316)を纏めたものである。これらのテストは、ECCSの注入場所を、標準条件のRun411に比べて、下部プレナム、上部プレナム等に変更し、注入流体のPV内蓄水速度や炉心冷却に及ぼす効果を調べたものである。また、炉心断面内に発熱分布があった場合とない場合について、およびP
ポンプ出口部での臨界流閉そくが生じなくなる条件、等についても検討した。主な結論は次の通りである。1)ACC注入は、減圧に役立つと同時に、炉心でのボイド増加を促し、一時的に燃料棒表面温度を上昇させる。この温度上昇が止まり燃料棒が冷却されるかどうかは、注入したECC水が直ちに炉心に進入するかどうかに関係している。2)圧力容器内にECC水を注入すると配管内に注入した場合より炉心冷却には有効である。3)SGやPVの蓄熱が1次系流体に及ぼす影響は大きい。4)ACC注入は、流れを大きく変化させる。
傍島 真; 安達 公道*; 岡崎 元昭*; 鈴木 光弘; 生田目 健; 斯波 正誼; 松本 巖; 鈴木 紀男; 村田 秀男; 千葉 辰夫; et al.
JAERI-M 6709, 169 Pages, 1976/09
本報文はPWRのLOCAの模擬試験であるROSA-II試験結果の1部(Runs 310,311,312,313,317)をまとめたものである。これらのテストはいずれも口径37.5mm
の低温側配管の両端ギロチン破断であり(Runs 310のみ圧力容器側破断口径が25.0mmとなっている)、実験条件の異なっているの羽ECCSの注入条件、炉心加熱条件、破断口径である。これらの試験結果により次のような結論が得られた。(1)ROSA-II試験では、低温側配管に注入したACCとLPCIの水が大部分破断口へ流出してしまった。(2)ACC注入によりかなり大きい凝縮効果が現われた。これは炉心部の下向き流れを促し、一時的には炉心の冷却に役立ったが、ダウンカマー部でのバイパス現象も強める結論となった。(3)LPCIを高音側配管に注入した場合、低温側配管に注入した場合に比べて炉心の冷却がよくなった。ただし炉心に上から冷却材が流下する場合、炉心の各部で冷却の良否にかなり大きな分布が見うけられた。
斯波 正誼; 安達 公道; 岡崎 元昭*; 田坂 完二*; 鈴木 光弘; 傍島 真*; 松本 巖; 村田 秀男; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; et al.
JAERI-M 6707, 169 Pages, 1976/09
ROSA-II試験装置に上部ヘッド注入系(UHI)およびUHI用の各種炉内構造物を取付けて、UHI付きPWRの冷却材喪失事故(LOCA)における一次系内の熱水力学的挙動の基本的な特性について実験的に確認した。9RUNの低温側配管最大口径両端破断実験および1RUNの中口径部分破断実験を行ない、次の2つの事実を明らかにした。(1)上部ヘッド内の流体の混合は完全ではない。(2)蒸気またはニ相流体中への冷水の注入は大きな擬縮域圧をひきおこす。これらの事実は、LOCA時の一時系内の流れのパターンに強く影響する。
