Data report of ROSA/LSTF experiment IB-HL-01; 17% hot leg intermediate break LOCA with totally-failed high pressure injection system

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07

JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB

ROSA-V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:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-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。

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-CL-32; 1% cold leg break LOCA with SG depressurization and no gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11

JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32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。

SCDAP/RELAP5 analysis of station blackout with pump seal LOCA in Surry plant

日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(6), p.527 - 538, 1995/06

https://doi.org/10.3327/jnst.32.527

PWRの全交流電源喪失事故時には、ポンプシール冷却水の停止によりシールが破損する(S3-TMLB'シーケンス)可能性がある。SNLが行ったSurry炉のMELPROG/TRACコード解析では、シール破損により1次系が減圧され、蓄圧水注入と炉心部冷却により圧力容器(RPV)破損が大幅に遅れることが示された。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いこれを検証するとともに、原研のROSA-IV計画における実験結果と解析結果を比較した。その結果、1)S3-TMLB'中にループシール解除が起きる可能性は高いが、それによる事故進展の遅れは僅かである。2)蓄圧水注入によりRPV破損は約1時間遅れるが、蓄圧水が自動的に注入される可能性は低い。従って1次系強制減圧操作が望まれる。3)SCDAP/RELAP5解析では、MELPROG/TRACが予測した大幅なRPV破損時刻の遅延は起きなかったが、その原因として、ノーディング、解析モデルに差があることを明らかにした。

Experiment and analyses of PWR station blackout transient involving pump seal leak

渡辺 正; 久木田 豊

Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1232 - 1239, 1993/00

加圧水型原子炉(PWR)の全電源喪失/給水喪失(TMLB)時に1次冷却材ポンプのシール部から冷却材の漏洩が起こると、TMLBシナリオで想定される過渡変化中の冷却材の分布及び流動状態が変化する。そこで、ROSA-IV/LSTF装置を用いてTMLB時のポンプシール破損模擬実験を行い(TR-LF-06)1次系の熱水力的挙動について調べ、さらにRELAP5/MOD3及びMOD2を用いて解析を行いコードの比較、評価を行った。実験ではTMLB時の6000秒の時点でのポンプシール破損を0.1%コールドレグ破断により模擬した。破断後、1次系圧の一時的な低下とホットレグの飽和、自然循環の停止、模擬燃料温度の一時的上昇とループシールクリアリング等が観察され、ホットレグを通る蒸気流動が継続することが確認された。本実験は両コードにより良好に再現されたが、MOD3ではSG初期水位を実験値より低く設定する必要があった。

Small break LOCA counter part test in the LSTF, BETHSY, LOBI and SPES test facilities

A.Annunziato*; C.Addabbo*; G.Briday*; R.Deruaz*; D.Juhel*; 熊丸 博滋; 久木田 豊; C.Medich*; M.Rigamonti*

Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5, p.1570 - 1576, 1992/00

コールドレグ小破断LOCAにおける支配的な熱水力現象に及ぼすスケール比の影響を調べるため、LSTF,BETHSY,LOBI及びSPESの4つの試験装置において、コールドレグ小破断LOCAカウンターパート実験を実施した。4つの実験の結果は、主要現象の発生は類似であり、相違する点は、各装置の固有の幾何学的特徴及びいくつかの特異な境界条件によって説明できることを明らかにした。例えば、ループシールクリアリング時の炉心の最低水位は、主としてループシール部の炉心との相対的高さの装置間での相違により、LSTF,SPES,BETHSY,LOBIの順に高くなることが分かった。4つの実験結果は、コールドレグ小破断LOCAに対するスケール比及びスケール化コンセプトの効果について最終的な結論を得るための解析コードによる解析に、そのベースを提供するものである。

Loop seal clearing and refilling during a PWR small-break LOCA

久木田 豊; 片山 二郎; 中村 秀夫; 田坂 完二

Nucl. Eng. Des., 121, p.431 - 440, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(90)90023-Q

PWRの小破断冷却材喪失事故(LOCA)においては、非常用炉心冷却水が1次系ループのクロスオーバーレグ部内に落下してこの部分を水封し、炉心で発生する蒸気によってこの封水がコールドレグへ排出される(ループシールクリアリング)という現象がくり返し発生する可能性がある。また、ループシールクリアリング過程では炉心水位が一時的に低下し、炉心上部が一時的に露出する可能性がある。本現象をROSA-IV LSTF装置により実験的に調べ、ループシールを通過する蒸気流量と1次系内冷却材分布が相互に連成して変動することによって上述のような非定常なループシール挙動が生じうることを明らかにした。