Analysis of pressure- and temperature- induced steam generator tube rupture during PWR severe accident initiated from station blackout

日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00

シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。

Improvement of CHF correlations for research reactors using plate-type fuels

神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1815 - 1822, 1997/00

通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流束(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。

PWR-LOCAにおける低流速二相流に関する研究

大貫 晃

JAERI-M 92-150, 134 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-150.pdf:4.08MB

本研究では、PWR-LOCA時の熱水力挙動を最適予測コードにより高精度に予測する際、その予測精度に問題のある低流速の二相流に関する課題を取り上げ、研究を行った。その課題とは、(1)再冠水期における高出力集合体での熱伝達促進現象の予測、(2)従来の再冠水期炉心内熱水力モデルの1717型集合体への適用性の評価、及び(3)ホットレグ内対向流制限現象のモデル化、であった。得られた成果は以下のとおりである。(1)(1)に関しては、まず熱伝達促進現象の解析に必要となる液流速効果を考慮した膜沸騰熱伝達モデルを開発し、このモデルを組み込んだ最適予測コードREFLA/TRACによる解析により同現象の定性的なメカニズム及び定量的に予測するための問題点を明らかにした。(2)(2)に関しては、従来の各モデルの誤差範囲内で適用可能であることを示した。(3)(3)に関しては、実炉スケールにまで適用可能な界面せん断力モデルを開発した。

Experimental study of falling water limitation under a counter-current flow in a vertical rectangular channel, 1st report; Effect of flow channel configuration and introduction of CCFL correlation

数土 幸夫; 薄井 徹*; 神永 雅紀

JSME Int. J., Ser. 2, 34(2), p.169 - 174, 1991/00

板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計及び安全評価においては、垂直矩形流路における限界熱流束の把握が重要である。特に、運転時の異常な過渡変化時及び事故時のような、冷却材の流速零を含む低流速条件下における限界熱流束は、対向二相流下の落下水制限(Counter-Current Flow Limitation)と密接な関係にあることが報告されている。そこで、本研究では垂直矩形流路におけるCCFL特性を明らかにするため、垂直矩形流路の流路幅、流路ギャップ及び流路長さを系統的に変化させてCCFL実験を行なった。その結果、垂直矩形流路においては流路幅あるいは流路ギャップが異なることによりCCFL特性が異なることが明らかとなった。しかし、流路長さがCCFL特性に及ぼす影響は明確にはみられなかった。さらに、無次元上昇気相速度と無次元落下水速度の関係を予測する相関式を、ボンド数及び矩形流路のアスペクト比の関数として本実験結果に基づき導出した。

Scale effects on countercurrent gas-liquid flow in horizontal tube connected to an inclined riser

大貫 晃; 安達 公道; 村尾 良夫

Nucl.Eng.Des., 107, p.283 - 294, 1988/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(88)90036-2

傾斜管付き水平管内気液(水/空気及び蒸気/飽和水)対向二相流制限(CCFL)に対する流路寸法の効果を調べた。本形状は加圧水型炉のホットレグを模擬している。 従来の実験相関式では、実寸規模(内径0.75m)のデータを予測できなかった。小型実験での流動観察により解析モデルを導出し、種々の圧力での種々の寸法の実験にあてはめ寸法効果を評価した。 小型実験での評価より、主要な対向流制限の存在する領域が、傾斜管の長さが長いほどベンド部側水平管内から傾斜側へシフトすることがわかった。 このシフトの程度は、より大きな内径の流路では小さくなった。高圧の場合にも、シフトが生じることが推定された。

Experimental study of effects of upward steam flow rate on quench propagation by falling water film

阿部 豊; 傍島 真; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(5), p.415 - 432, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.415

加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時再冠水過程においては、上昇蒸気流によって上部プレナム内に飽和水が蓄積される。この飽和水は、上昇蒸気流の存在下で炉心へ落下し、炉心上方から下方へのクエンチを進行させる。この気液対向二相流条件下におけるクエンチ進行に及ぼす上昇蒸気流の影響を上部プレナム落下水伝熱流動試験装置を用いて実験的に調べた。そして、このクエンチ進行に対して、発熱体側の熱伝導だけでなく、流体側の質量およびエネルギーの保存則を考慮したモデルを適用したところ、気液界面でのせん断応力の効果とクエンチフロント近傍での蒸気流の流路縮少の効果を考慮することにより、実験データを良く説明することができた。以上の実験結果ならびに考察をもとに、上昇蒸気流の存在下における落下水によるクエンチ進行を予測するための式を導いた。

Experimental study of differences in DNB heat flux between upflow and downflow in a vertical channel

数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀; 大河原 正美

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.604 - 618, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jnst.22.604

研究炉JRR-3は、20%低濃縮ウラン燃料を用い熱出力20MWに改造される予定である。このJRR-3の燃料要素中の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い、DNB熱流束を上昇流と下降流との場合について実験的に調べた。実験は、JRR-3の安全解析で対象となる流束及び圧力の条件で行なわれた。本実験の検討と将来の矩形流路及び他の流路での実験結果の検討から、上昇流及び下降流に対するDNB熱流速評価式を導いた。これらの評価式は矩形流路のみならず他の流路にも適用可能である。

RELAP 5/MOD 0 コードによるROSA-III実験RUN 704 の解析

安部 信明*; 田坂 完二

JAERI-M 9476, 60 Pages, 1981/05

JAERI-M-9476.pdf:1.78MB

RELAP5コードの沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故解析への適用性を検討のためROSA-III実験RUN704の解析を行った。RELAP5コードは軽水冷却型原子炉の冷却材喪失事故および過渡変化時の熱水力挙動を解析するために開発された最新のコードであり、一次元の非均質非平衡な二相流モデルに基づいている。解析の結果、RELAP5コードの二相流モデルが従来のRELAP4コードより優れているため、下部プレナムフラッシングによる炉心入口流量の増加およびリウェットが良く計算できた。炉心出入口での気液二相の熱対向流、高圧炉心スプレー系作動後の上部プレナムでの気液二相の熱的非平衡も計算できた。しかし、炉心の再冠水およびヒータ表面のクエンチは計算できなかった。

ROSA-IIによるPWRの冷却材喪失事故模擬試験,2; 低温側配管へのLPCI注入の影響

斯波 正誼; 安達 公道; 岡崎 元昭; 傍島 真; 鈴木 光弘; 生田目 健

日本原子力学会誌, 19(6), p.408 - 419, 1977/06

https://doi.org/10.3327/jaesj.19.408

低温側配管破断において蓄圧注入系および低圧注入系を共に低温側配管に注入した場合について放出実験を行ない、注入水の挙動と炉心冷却効果について調べた。主な結果は次の通りである。 (1)ダウンカマ部の蒸気-水対向二相流の影響で注入水がダウンカマを流下する量が制限され、リフィル期間の長さがのびる。ダウンカマ間隙を拡大するとこの点を改善できる。 (2)炉心部の蒸気バインディングは下部プレナムからの冷却水の炉心進入をさまたげ、炉心冷却を悪くする。水位が炉心有効発熱部を上昇する時、チャギング振動を起こす事がある。 (3)炉心温度があまりに高くならないうちに水位を炉心有効発熱部まで上昇させる事は、それ以後の再冠水過程の炉心冷却を確保する上できわめて重要である。