Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SL-01; Main steam line break accident

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。

高温ガス炉HTTRの高温試験運転における主冷却系熱交換器の性能評価

栃尾 大輔; 中川 繁昭; 古澤 孝之*

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.147 - 155, 2005/06

https://doi.org/10.3327/taesj2002.4.147

日本原子力研究所の高温ガス炉HTTRでは、2004年3月から7月にかけて高温試験運転を行い、世界初となる原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。HTTRの熱交換器は、原子炉で発生した熱の除熱及び原子炉入口冷却材温度を所定の温度に維持するという観点から、伝熱性能が設計時に想定した範囲内でなければならない。本報では、本試験運転で得られた実測データを用いて、主冷却系に設置されている熱交換器の伝熱性能を評価した。さらに、伝熱性能について評価値を設計値と比較し、熱交換器の設計手法が妥当であることを確認した。