PWR small break Loss-of-Coolant-Accident Experiment at ROSA-V/LSTF with a combination of secondary-side depressurization and gravity-driven safety injection

与能本 泰介; 近藤 昌也; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(6), p.571 - 581, 1997/06

https://doi.org/10.3327/jnst.34.571

小破断事故の影響緩和を目的とした二次系自動減圧と重力注入系(GDIS)の組み合わせ使用の有効性を、ROSA-V/LSTF装置を用いて2インチ配管破断実験を行うことにより検討した。この組み合わせは、いくつかの次世代加圧水型炉の設計において、使用されている。この実験では、現行炉の蓄圧安全注入系のかわりとして本研究で提案する減圧沸騰型安全注入系(FDIS)の試験も行った。その結果、1)二次系減圧により一次系はGDIS作動圧力にまで滑らかに減少する、2)FDIS作動による減圧阻害は見られない、さらに、3)自然循環流量は、一次系質量インベントリ、二次系温度の変化、さらに溶存ガスの析出による伝熱管での不凝縮ガスの蓄積に影響を受ける、ことを明らかにした。さらに、RELAP5/MOD3コードを用いた実験解析から、本コードは圧力挙動を良く予測するが、蒸気発生器伝熱管での非一様な流動挙動や、溶存ガス挙動に関するモデルを有しないために、自然循環流動を適切に予測できないことを明らかにした。