PWRアクシデントマネジメントと原子炉計装の役割に関するROSA-V実験研究

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

日本機械学会2005年度年次大会講演論文集, Vol.3, p.223 - 224, 2005/09

PWR冷却材喪失事故(LOCA)時における運転員の的確なアクシデントマネジメント(AM)操作に必要な原子炉計装として、保有水量検出システムと炉心出口温度計(CET)を取り上げ、それらの特性に関する実験結果を述べる。原研のROSA-V/LSTF実験施設を使用した実験では原子炉底部小破断LOCAを模擬し、高圧注入系の不作動と蓄圧注入系からの非凝縮性ガス流入がある場合に、AM策の1つである2次系減圧の効果について明らかにした。その中で水位計3種による保有水量検出システムは、初期状態から炉心露出に至る過程で大部分の保有水変化を検出した。また炉心過熱条件を検出するためのCETの特性は、2次系減圧操作時の凝縮水流下により著しく阻害された。

Thermal-hydraulic responses during PWR pressure vessel upper head small break LOCA based on LSTF experiment and analysis

竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。しかし、原子炉容器上部ヘッド小破断LOCAに関する実験的及び解析的研究は少ない。このため、LSTFを用いて、破断サイズ0.5%の上部ヘッド小破断LOCA模擬実験を行った。実験において、上部ヘッドにおける蓄水が、破断流量を制御する現象となることを見いだした。制御棒案内管の貫通孔近傍が蒸気中に露出するまで、制御棒案内管を介して、上部プレナム内の冷却材は上部ヘッドに流入した。また、二相流放出過程において、上部ヘッドコラプスト水位の振動現象が見られた。RELAP5/MOD3コードは、二相流放出過程における破断流量を過大評価し、実験より早く炉心のボイルオフが開始した。そこで、二相流放出過程における放出係数を破断流量の測定値と比較し補正することにより、上部プレナムと炉心のコラプスト水位は実験結果とよく一致した。この二相流放出係数を用いて、高圧注入系不作動条件下で破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1.52.5%の場合、1次系圧力が蓄圧注入系の作動圧力まで低下することにより、炉心の温度上昇が抑制される可能性があることを示した。

ROSA/LSTF experiment report for RUN SB-CL-24; Repeated core heatup phenomena during 0.5% cold leg break

鈴木 光弘; 安濃田 良成

JAERI-Tech 2000-016, p.173 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-016.pdf:7.25MB

本報告は大型非定常実験装置(LSTF)において実施した0.5%低温側配管破断LOCA実験結果をまとめ、2次系減圧操作の効果と炉心過熱事象が繰り返し発生する原因を明らかにしたものである。本実験(SB-CL-24)では、高圧注入系と蒸気発生器補助給水系が作動しない場合を想定し、蒸気発生器逃し弁開作動により1次系の減圧を促進した。この結果、蓄圧注入系が作動したが、低圧注入系の作動圧力(1.29MPa)まで1次系圧力が低下しないうちに2次系保有水が喪失して1次系は昇圧し、蓄圧注入系の停止後にボイルオフ状態で炉心の上半分が過熱状態になった。加圧器逃し弁等の1次系減圧操作で急減圧し、低圧注入系作動により炉心過熱状態は解消した。過渡条件下でループシールクリアリングは3回発生した。本報では、事故検出計装による炉心冷却不全事象の検出特性等についても詳細に評価した。

ROSA-AP600 Experiment simulating a steam generator tube rupture transient

中村 秀夫; 久木田 豊; L.S.Ghan*; R.R.Schultz*

Proc. of 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety, 0, p.1245 - 1252, 1997/06

AP600炉における蒸気発生器(SG)の伝熱管多数本同時破断事象を模擬した実験を、改造したROSA-V/LSTF(体積比1/30.5)を用いて行った。その結果、静的安全系である静的余熱除去系(PRHR)と炉心補給水タンク(CMT)の、いずれも自然循環による熱除去が、原子炉スクラムとほぼ同時の起動後すぐに炉心崩壊熱出力を大きく上回り(2倍)、1次系圧力をSG2次系圧力近くまで短時間で低下させたため、運転員操作が無くても炉心をサブクール水中に維持できることが分かった。更にその熱除去は、高温配管(hot leg)温度をSG2次系より低下させ、2次系圧力を逃がし弁開の設定値以下に維持した。しかし、PRHRからの低温の冷却水は、他のROSA/AP600小破断模擬実験同様、低温配管(cold leg)に大きな温度差(100K)の温度成層を生じることが分かった。

Small break LOCA tests at ROSA-V/LSTF on next generation PWR designs

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。

Cold leg one inch break LOCA experiment for the ROSA-AP600 project

与能本 泰介; R.Shaw*; 久木田 豊

3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 2, p.1053 - 1058, 1995/00

原研と米国原子力規制委員会が共同で実施している新型炉AP600に関する安全性確証実験計画(ROSA-AP600計画)における第1回実験としてコールドレグの1インチ破断実験を行った。実験にはAP600の主要な安全機器を体積比1/30.5、高さ比1/1で模擬するように改造されたROSA-V/LSTF装置を使用した。破断直後から静的余熱除去系(PRHR)において炉心崩壊熱を上まわる自然循環除熱がなされた。この自然循環により一次系圧力は連続的に減少を続け、一次系内下部に低温水は蓄積し、炉心はサブクール水に覆われた。実験で見られたPRHRにおける自然循環熱伝達は本研究で提案する伝熱相関式パッケージを使用することにより良く予測された。

受動安全PWR(AP600)の事故時熱水力挙動に関する総合実験

安濃田 良成; 久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

日本機械学会第72期通常総会講演会講演論文集,III, 0, p.413 - 414, 1995/00

原研は、米国NRCとの協定に基づき、受動安全機能を高めた次世代のPWRであるウェステングハウス社のAP600炉の工学的安全性に関する総合実験を、ROSA-V計画LSTF装置にAP600炉特有の機器を付加して実施している。これまでに、コールドレグ、均圧ライン、DVIラインの小破断LOCA及び全交流電源喪失や蒸気発生器伝熱管破断を原因とする異常な過渡変化に関する実験を合計10回実施した。これら全ての実験において、AP600炉の受動安全機器がほぼ想定どおり作動し、十分な炉心冷却が維持された。また、1次系圧力は大気圧付近まで自動的に減圧され、最終的にIRWSTから重力のみによる連続的な注水が行われた。その他、蓄圧注水系から1次系内に流入した窒素の影響や、直接接触凝縮による圧力変動が観察されたが、これらは系全体の挙動に大きな影響を与えるものではなかった。

Passive safety injection experiments with a large-scale PWR simulator

与能本 泰介; 久木田 豊; 安濃田 良成; 浅香 英明

Proc. of ARS 94 Int. Topical Meeting on Advansed Reactors safety, 1, p.216 - 223, 1994/00

受動安全注入系の事故時熱水力挙動を調べるために、PWR模擬装置LSTFを用いて、二つの小破断LOCA実験を行なった。実験では、タンクと配管で構成される受動注入系と二段階の自動減圧系(ADS)を使用し、ADSの作動ロジックを実験パラメータとした。両実験結果ともに、破断直後からタンクと一次系の間で自然循環が生じ、その後、タンク内水位が連続的に低下した。水位低下速度は、ADS作動ロジツクの違いからより急激な減圧が生じた実験において、2倍以上大きくなった。これは、減圧速度が大きい場合、より多量の蒸気がタンク内で発生し、これが水位を押し上げたことによっている。この結果は受動安全注入系の注入速度を決めるうえで、ADS作動ロジックが極めて重要であることを示している。両実験で測定されたタンク内の水温分布は以前に著者らにより開発された受動安全タンクモデルにより良く予測された。

Characteristic responses of core exit thermocouples during inadequate core cooling in small break LOCA experiments conducted at large-scale test facility(LSTF) of ROSA-IV program

鈴木 光弘

Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.63 - 68, 1993/00

加圧水型原子炉を模擬する大型非定常試験装置(LSTF)の小破断冷却材喪失事故実験を対象として、炉心冷却不全(ICC)事象を検出する炉心出口温度計(CET)の検出特性を明らかにした。1979年の米国TMI事故以降、直接的なICC検出システムとしてCETは重視されてきたが、大口径破断を中心とした米国LOFT実験での特性研究以外では、このCET特性を明らかにした研究はない。本報では、高圧注入系の不作動等を仮定してICC条件を作り、破断位置及び破断口径等の実験条件を変えた21件の実験を対象として次の結果を得た。1)小口径破断のICC条件下では、CET温度特性はICC検出に役立つ。2)検出おくれ時間は低温側破断で破断口径が大きい程長くなり、10%破断では検出できなかった。3)低温側10%破断の場合を除き、ICC検出おくれ時間を、CETの検出時間(破断後)の関数で表わした(誤差11%以内)。なお一般化の課題も示した。

A BWR pump suction-line 200% break test at ROSA-III program(RUN 903); Effect of prolonged recirculation pump operation

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

JAERI-M 91-103, 156 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-103.pdf:4.59MB

本報はROSA-III計画で実施したBWR200%配管破断実験(RUN903)の結果をまとめ、再循環ポンプ運転継続によるシステム挙動への影響を明らかにしたものである。ROSA-IIIの標準的実験条件としては、初期状態の炉心出力がBWR条件の44%と低いために炉心流量を低くして1次系のエンタルピ分布を模擬した。従って実験開始後は、初期流量が少い上にポンプ慣性が小さいため、炉心側へ駆動される冷却水量が少なくなり、これは炉心冷却条件にも影響を及ぼしていた。本実験で再循環ポンプを破断後運転継続した所、約40kg(初期保有水量の約6%)の冷却水が炉心側へ輸送され、特に破断初期に見られた炉心燃料棒のヒートアップを大巾に減少させる結果をもたらした。この実験結果は実炉のLOCA条件における炉心温度挙動の考察に重要である。