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-V Large Scale Test Facility (LSTF) system description for the third and fourth simulated fuel assemblies

ROSA-Vグループ

JAERI-Tech 2003-037, 479 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-037.pdf:19.25MB

大型非定常試験装置(LSTF)は、110万kW級のPWRを同一高さ及び体積比1/48で模擬し、小破断冷却材喪失事故や過渡事象時の熱水力応答を実規模圧力で総合的に模擬する試験装置である。またAP600に代表される次世代型炉をも良く模擬することができる。ROSA-V計画では、3次燃料集合体を使用したLSTFで89回の実験を実施し、2001年6月以降、新たに設置した4次燃料集合体を使用して5回の実験を行った。ROSA-V計画は、設計基準事故を超える事故を対象としたアクシデントマネジメント策の有効性確認をはじめ、将来型原子炉の新型安全系の有効性確認の実験、また非均一で多次元の熱流動現象を予測する計算コードやモデルの検証・開発に資する個別効果実験を実施してきた。本報は、3次及び4次燃料集合体を整備したLSTFの詳細情報を示し、実験計画立案と実験結果の解析に役立てるものである。

Multi-dimensional thermal-hydraulic analysis for horizontal type PCCS

新井 健司*; 栗田 智久*; 中丸 幹英*; 藤木 保伸*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 山口 献*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

次世代型BWR格納容器の過圧破損を防ぐ静的格納容器冷却系(PCCS)横型熱交換器の総合性能の確認を目的として、13年度から大型モデル試験を行っている。この大型モデル試験の開始に先立ち、TRACコードの3次元炉心モジュールに改造を施した多次元二相流コードを用いてPCCS熱交換器2次側のボイド率分布及び1次側の熱交換器伝熱管間の流量配分を求めた。この結果、除熱性能と圧力損失の双方で要求性能を満たすこと、膜沸騰が生じないこと、上部管束と下部管束との間からかなりの2次側冷却水の流入があること,除熱管間の流量配分が各管の除熱量に依存することなどを予測した。

Heat transfer analysis of the passive residual heat removal system in ROSA/AP600 experiments

与能本 泰介; 久木田 豊; R.R.Schultz*

Nuclear Technology, 124(1), p.18 - 30, 1998/10

https://doi.org/10.13182/NT98-A2906

ウエスチングハウス社の新型受動安全炉AP600の静的余熱除去系(PRHR)は、格納容器内燃料取替用水タンク(IRWST)を除熱源とする熱交換器を含む自然循環冷却ループである。ROSA-V/LSTF装置で行ったAP600に関する小破断冷却材喪失事故模擬実験において、PRHRでの除熱量は作動直後から炉心崩壊熱を大きく上回り、このため、炉心温度及び圧力は連続的に低下した。PRHRでの伝熱挙動について、伝熱相関式の適用性を検討するための1次元熱伝達解析、及びIRWST内の流動挙動に関するFLUENTコードを用いて3次元流動解析を行った。その結果、PRHRでの熱伝達量は5%程度の精度で予測され、IRWST内流体温度分布は、温度成層の高さの過小評価以外はよく予測された。さらに、流動分布に関する計算結果より、IRWSTの幾何的形状に関する実機とLSTFの違いがPRHR伝熱挙動に大きく影響を与えるものでは無いことが示された。

Thermal-hydraulic research on passive safety systems for next-generation PWRs using ROSA/LSTF

与能本 泰介

NUREG/CP-0166, 3, p.31 - 52, 1998/00

原研では、受動安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いて進めている。これまで、おもに、蒸気発生器(SG)二次側を除熱源とし自然循環冷却することにより一次系を減圧し、重力注入系(GDIS)により低圧での炉心冠水を維持する安全系の特性を検討している。実験により、この安全系の有効性を実証するとともに、SG伝熱管群の非一様流動によるSG伝熱面積の実効的な減少等、現行炉のLOCA条件では見られない重要な現象を明らかにした。さらに、不凝縮ガスの流入による減圧阻害の可能性がないので、SG二次側冷却のような冷却型減圧系との組合せ使用に適した減圧沸騰型安全注入系(FDIS)を提案し、実験と解析により、FDISが現行炉の蓄圧注入系と同等な機能を持つ安全注入系になり得ることを示した。

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。

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。