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熊丸 博滋; 浅香 英明; M.Wang*; 久木田 豊
Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, p.129 - 136, 1995/00
PWRの1/48モデルであるROSA-V/LSTFを用いて、全HPI故障の小破断LOCA及び意図的1次系減圧に関する総合実験を行っている。コールドレグ流路面積の0.5~10%を破断面積とした全HPI故障のコールドレグ小破断実験5つ及び意図的減圧シーケンス2つを、著者らの改良を含むRELAP5/MOD3コードで解析した。実験データ及び解析結果より以下のことが明らかになった。(1)2.5%以下の破断では、1次系減圧が遅く継続した炉心温度上昇が発生し、ACCの作動が遅れる。(2)加圧器のPORV(1%破断面積に相当)による1次系の減圧は、2.5%以下の破断面積では有効であるが、2.5%以上の破断では不要である。しかし、2.5%以下の破断では、意図的減圧を行っても、ACC作動開始後しかしLPIの連続注入開始前に過渡の炉心温度上昇が発生する可能性がある。
熊丸 博滋; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1162 - 1172, 1992/12
ROSA-IV計算のLSTF装置はPWRの体積比1/48のモデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の全ての故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積がコールドレグ流路面積の0.5~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的な1次系減圧操作実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文で提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた意図的な1次系減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しては不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。また、約2.5%以下の破断の場合、蓄圧注入系(ACC)が作動しても、低圧注入系(LPI)作動以前に再び炉心が露出する可能性があることが分った。
橋本 和一郎; 早田 邦久
JAERI-M 91-193, 21 Pages, 1991/10
TMI-2事故を標準問題として扱い、これを各国で開発されているシビアアクシデント解析コードで解析し、コード間の比較・評価を行うためのタスクグループがOECD/NEA/CSNIに設置された。原研は、このタスクグループに参加し、THALES-PM1/TMIコードを用いて解析を行った。この解析の目的は、実炉の事故進展に対する同コードの適用性を確認することである。本報告は、原研で行ったTMI-2標準問題の最終結果をまとめたものである。
日高 昭秀; 杉本 純; 藪下 幸久*; 早田 邦久
JAERI-M 91-175, 65 Pages, 1991/10
1次系圧力が高圧のまま事象が進展するPWRのシビアアクシデント時に、1次系の圧力を強制的に減圧し蓄圧注入系を作動させることができれば、炉心は冷却され、原子炉圧力容器破損時刻が遅延すると同時に原子炉圧力容器破損時の高圧溶融物放出や格納容器直接加熱を防止できる可能性がある。このため1次系減圧操作は、有効なアクシデントマネジメントの一つとして考えられている。そこで減圧操作の効果を評価するため、全交流電源喪失事故時にPORVを開き、1次系を強制減圧した場合についてMARCH3.0コードを用いて解析を行い、以下の結論を得た。原子炉圧力容器破損前に有効な減圧操作を行えば、原子炉圧力容器破損時刻を減圧操作無しの場合と比べて約160分延長できる。減圧操作開始時刻は、その後の事故進展に大きな影響を与えないが、減圧速度はその後の事故進展に影響し、2個のPORVの容量未満では有効な1次系減圧を行えない。
熊丸 博滋; 久木田 豊
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.203 - 208, 1991/00
ROSA-IV大型非定常試験装置(LSTF)は加圧水型原子炉(PWR)の体積比1/48モデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積0.5%~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的一次系減圧実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文では提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた1次系の意図的減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しは不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。
早田 邦久; 石神 努; 日高 昭秀; 阿部 清治
NEA/CSNI(1989)158, p.299 - 308, 1989/06
運転員による原子炉冷却系の強制減圧操作は、シビアアクシデント時だけでなく設計基準事故時の事故影響を緩和するために有効なアクシデントマネジメントの一つとして考えられている。JAERIでも強制減圧操作を主要な事故影響の緩和手法と位置づけ、様々な実験や解析を行ってきた。本報では、小破断LOCA時、過渡事象時、蒸気発生器伝熱管破損事故時に減圧操作を行った場合の有効性に関する解析結果ついて報告する。得られた主な成果は、a)小破断LOCAや過渡事象を起因事象とするシビアアクシデント時に原子炉冷却系の強制減圧操作を行うと、原子炉圧力容器の下部ヘッドの溶融破損タイミングを遅らせることができる。b)原子炉圧力容器下部ヘッドの破損時刻は、減圧操作のタイミングよりも減圧操作時にいくつの弁を開放したか、すなわち減圧速度に依存する。c)1次冷却系及び2次冷却系の強制減圧は、蒸気発生器伝熱管破損事故時の影響を緩和するとともに、炉心溶融を回避するために有効である。
久木田 豊; 浅香 英明; 中村 秀夫; 片山 二郎; 田坂 完二
CSNI-R-158, p.449 - 466, 1989/00
原子炉冷却系の減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。特に最近は、1次系が高圧のままで炉心溶融に至り、高圧の炉心溶融物が圧力容器を貫通することを防止する観点から、1次系減圧操作が注目されている。本報は、ROSA-III及びROSA-IV計画によるLOCA実験のうち、減圧操作に関連した実験結果を要約したものであり、ROSA-III装置によりBWR小破断LOCA時のADSの作動条件を変更した場合の効果について調べた実験、ならびにROSA-IV装置によりPWR小破断LOCA時の1次系及び2次系減圧操作の有効性、限界、ならびに発生する可能性のある悪影響を調べた実験の結果を論じている。
田中 貢; C.P.Fineman*; 田坂 完二
JAERI-M 83-067, 26 Pages, 1983/04
ROSA-IV LSTFとPWRの加圧器逃し弁破断事故をRELAP5/MOD1(Cycle1)コードにより解析した。初期条件に差はあるものの両体系に対する計算結果は全体としてよく一致し、LSTFによる加圧器逃し弁破断実験がPWRの事故をよく模擬していることが分った。またLSTFおよびPWRの加圧器逃し弁破断事故時の現象を良く表わすことが示された。また、LSTFおよびPWRのいずれの計算においても、加圧器が満水になっても原子炉圧力容器上部ヘッドの蒸気領域が消滅しないことが示された。
