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。

Improvement of TRAC-PFl interfacial drag model for analysis of high-pressure horizontally-stratified two-phase flow

浅香 英明; 久木田 豊; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(1), p.33 - 44, 1991/01

https://doi.org/10.3327/jnst.28.33

PWR小破断LOCA時において、水平配管内二相流の成層化現象は、一次系内の熱水力挙動に大きな影響を及ぼす。TRAC-PF1/DOD1コードは、この成層化現象を予測するための相関式が備わっている。しかし、そのモデルは、PWRの小破断LOCA条件と異なり、小口径・低圧条件下の実験に基づいている。ROSA-IV/TPTFにより大口径・高圧条件下の二相流動実験が実施された。本実験をTRACコードにより解析し、同コードの流動様式判定基準及び相間摩擦モデルの評価を行った。その結果、TRACコードに使用されているTaitel-Duklerモデルの蒸気流速項を相対速度項に置き換えることにより流動様式の予測性能は、著しく改善されることが示された。また、TRACコードの層状流相間摩擦係数は過大であり、これを現在使用されている値の1/2とすることにより妥当な計算結果が得られることが準定量的に示された。

Data report for ROSA-IV/LSTF 5% hot leg break experiment Run SB-HL-01

久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-225.pdf:3.53MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

PWRの小破断LOCA実験装置ROSA-IV LSTFのRELAP 5/MOD 0コードによる予備解析; 2.5% コールドレグ破断,HPI故障

田中 貢; 片多 勝男*; 田坂 完二

JAERI-M 9676, 32 Pages, 1981/09

JAERI-M-9676.pdf:1.05MB

PWR小口径破断冷却材喪失事故の模擬実験装置であるROSA-IVLSTFによる実験の予備解析を、RELAP5/MOD0コードを用いて行った。今回の予備解析では、「2.5%コールドレグ破断、HPI故障」を解析した。その結果、次の点が明らかになった。(1)電気出力100万KW級PWR(LPWR)の「2.5%コールドレグ破断、HPI故障」時の熱流体挙動が明らかにされ、LSTFの設計に有用な知見が得られた。(2)LSTFの一運転方法である蒸気発生器2次側水位を下げた運転方法では、小口径破断冷却材喪失事故に主蒸気隔離弁が閉じた後に、LPWRとLSTFの熱流体挙動が顕著な差異を生ずる。(3)RELAP5コードのような非均質非平衡モデルでは、計算コードに組み込まれている2相流動様式の遷移判別条件が極めて重要である。