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与能本 泰介; 大津 巌
Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000), Vol.1, p.317 - 329, 2000/00
蒸気発生器(SG)二次側除熱により事故後の崩壊熱除去を行うPWRにおいては、大気圧近傍圧力での自然循環除熱挙動を明らかにすることが重要である。本論文では、ROSA/LSTF装置を用いて、これに関して行った二つの実験について述べる。いずれの実験でもSG伝熱管群で気液二相が上下に分離した伝熱管(停滞管)と凝縮を伴いつつ二相流が流れる伝熱管が共存する非一様な観測された。停滞管では熱伝達が生じないため、非一様流動は一次系からSG二次側へ実効的な伝熱面積を減少させる効果がある。現行解析コードでは、この効果をモデル化できないため、自然循環挙動を適切に予測することはできない。重力注入水中の溶存空気の影響を検討した実験では、伝熱管への溶存空気の蓄積が観測されたが、7時間に渡る実験期間中に伝熱劣化は見られなかった。これは、空気が、伝熱に寄与しない停滞管に選択的に蓄積したことによる。この結果は、SG二次側除熱と重力注入を用いて、冷却材喪失事故後の長期冷却を行うシステムの有望性を示すものである。
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
被引用回数：5 パーセンタイル：42.84(Nuclear Science & Technology)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。
与能本 泰介; 大津 巌; 近藤 昌也; 安濃田 良成; 久木田 豊*
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.535 - 542, 1997/00
PWRにおける小破断冷却材喪失事故時の重力注入系(GDIS)と二次側自動減圧系(SADS)の有効性を実験的に検討した。GDISとSADSは次世代PWRの安全システムの候補になっている。ROSA-V/LSTF装置を用いて4回のLOCA実験を行った。実験により、1)SADSの作動により一次系はGDIS作動圧力の約0.2MPaまで低下する、2)一次系と二次系の圧力差は、U字管内の伝熱様式と二次側水位に影響を受ける、3)一次系に注入された冷却水中の溶存ガスが析出することにより、不凝縮ガスがU字管に蓄積する、4)対向流制限によりU字管内に水が蓄積する、5)低圧条件で系全体の長期振動が生じる、等の特徴的な現象が見いだされた。
