ROSA-III tests on BWR pump suction-line 200% break LOCAs with partial and total ECCS failure; RUN 924(LPCS and one LPCI pump failure), RUN 902(Two LPCI pump failure) and RUN 905(Total ECCS failure)

熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-167.pdf:7.69MB

本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。

Evaluation Report on CCTF-II Reflood Test C2-9(Run 68); Effect of LPCI Flow Rate

秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純*; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 87-002, 77 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-002.pdf:1.54MB

LPCI流量が炉心冷却とシステム挙動に与える影響を調べる為に、LPCI流量を0.025m/sとした試験を実施した。この流量条件は加圧水型原子炉システムでLPCIポンプ電源の故障がない時に相当する。LPCI流量を0.011m/sとした参照試験結果との比較検討から、以下の結論が得られた。(1)高LPCI流量試験(LPCI流量0.025m/s)での炉心冷却は低LPCI流量試験(LPCI流量0.011m/s)での炉心冷却に比べて悪かった。この結果は、加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心冷却を評価する上で、低めにLPCI流量を評価する事が必ずしも保守的な仮定ではないことを示す。(2)高LPCI流量試験での炉心冷却の悪化は炉心内圧力が低かった事に起因する。また、炉心内圧力の低下が破断コ-ルドレグでの圧力損失が低かった事により生じた事が判った。(3)現行の評価コ-ドは通常破断コ-ルドレグでの圧力損失を低く評価しており、依然として保守的であると考えられる。

Evaluation Report on CCTF Core-I Reflood Tests C1-6(Run 15),C1-9(Run 18),C1-11(Run 20) and C1-13(Run 22); Effects of ECC Water Injection Rate

大久保 努; 杉本 純; 村尾 良夫

JAERI-M 83-044, 160 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-044.pdf:2.79MB

本報告書では、円筒第1次炉心試験で観測されたECC注水量が再冠水現象に及ぼす影響について報告する。対象とした試験は、C1-5,C1-6,C1-9,C1-11およびC1-13である。これらのECC注水量パラメータ効果試験においては、蓄圧注水系(Acc)の注水量および注水時間、ならびに、低圧注水系(LPCI)の注水量を基準試験に対して変化させ、その効果を調べた。ECC注水量を増加させると、ダウンカマ水頭および炉心冠水速度が増加し、良好な炉心冷却か得られた。しかし、ダウンカマ水位がオーバーフロー水位に達した後は、低圧注水系注水量の増加が炉心冷却に与える効果は、認められなかった。蓄圧注水系注水量および注水時間の効果は、初期に顕著に見られたが、その後の炉心冷却全体に影響を与えた。米国FLECHT-SE・T実験で、見られた蓄圧注水系注水量および注水時間の効果は、円筒第1次炉心試験でも同様に観測された。

Effects of ECC water injection rate on reflood phase during LOCA

大久保 努; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(7), p.593 - 595, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.19.593

大型再冠水円筒炉心試験装置を用いて行った試験のうち、ECCSの流水量をパラメータとして行った試験の結果を解析し、ECCS注水量が、LOCA時再冠水過程に及ぼす効果を調べた。試験結果としては、LPCI流量が多い時には、炉心の冷却が良好になり、逆に、LPCI流量が少ない時には、炉心の冷却が悪くなることが分った。また、ACCに関しては、ACC流量が少ない時に炉心の冷却は悪くなり、ACC注水時間が短い時にも炉心の冷却が悪くなった。このような炉心の冷却の差は、ECC水の量の多少に依存するダウンカマ水頭の差が原因で生じており、ダウンカマ水頭が大の時には、炉心入口流速が大となって、炉心の冷却が良好になることが分った。また、FLECHT-SET実験の結果と比較しても、ACC注水流量の効果に対して同じ傾向を有しており、両者のスケーリングの差による効果は認められなかった。

ROSA-II 試験データ報告,6; Runs 411,314,315,316

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

JAERI-M-6849.pdf:3.24MB

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。