Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-15; Accident management actions during station blackout transient with pump seal LOCA

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-012, 75 Pages, 2023/10

JAEA-Data-Code-2023-012.pdf:4.45MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。ポンプシールLOCAは、0.1%低温側配管破断により模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系及び低圧注入系の全故障とともに、ECCSの蓄圧注入タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。蒸気発生器(SG)二次側水位が特定の低水位まで低下すると、一次系圧力は上昇に転じた。SG二次側水位喪失後、加圧器の安全弁が周期的に開いたため、一次冷却材の喪失につながった。故に、高圧条件でボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒被覆管表面温度の10Kの上昇を確認した時点で、SG二次側減圧を一番目のAM策として開始した。このAM策では、両SGの安全弁を開放した。また、一番目のAM策開始後少し遅れた時点で、加圧器の安全弁の開放による一次系減圧を二番目のAM策として開始した。さらに、一番目のAM策に従いSG二次側圧力が1.0MPaに低下した時点で、低水頭ポンプによる給水ラインから両SG二次側への注水を三番目のAM策として開始した。三番目のAM策の開始直後、SG二次系からの除熱が再開したため、一次系圧力の低下が促進された。蓄圧注入系から両低温側配管への冷却材注入による炉心水位の回復により、全炉心はクエンチした。窒素ガスがSGU字管内に蓄積したため、一次系の減圧率は低下した。本報告書は、ROSA/LSTFTR-LF-15実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Measurement of water-steam flow behavior and pressure distribution in venturi scrubber

上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 鈴木 貴行*; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

A venturi scrubber is one of the filtered venting systems and removes fuel productions (FPs) by spraying with the scrubbing water by self-priming. The FPs removal performance of the system was confirmed by various tests. However, the flow pattern of the water-steam two-phase flow and pressure distributions in the venturi scrubber which is one of the most important factors for the removal performance has not been experimentally clarified. In this study, water-steam flow behavior and pressure distributions in a single venturi scrubber were measured. The experiment resulted in the scrubbing water decreased with increasing the steam throat velocity with the increase of the throat pressure. On the lower steam velocity conditions, spray was generated from the wavy of the water column ejected from the water supply pores. The water film was generated with the increase of even higher velocity. The pressures for each position in the venturi nozzle were almost the same and approximately 100 kPa in the self-priming mode. On the scrubbing water stop condition, the pressure was higher at the throat than the water head pressure and negative pressure at the downstream of the throat. The result indicate that the scrubbing water can be supplied at this position on the decrease and the stop conditions of the supplied scrubbing water with the high steam velocity.

Development of unstructured mesh-based numerical method for sodium-water reaction phenomenon in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1036 - 1045, 2017/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1344155

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。構造格子及び非構造格子を用いた解析から、非構造格子を適用することの効果についても確認した。

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-HL-12; 1% Hot leg break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2015-022, 58 Pages, 2016/01

JAEA-Data-Code-2015-022.pdf:3.31MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-HL-12)が1998年2月24日に行われた。SB-HL-12実験では、PWRの1%高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクからの非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁全開による減圧を燃料棒表面最高温度が600Kに到達直後に開始した。一回目のボイルオフによる炉心露出に起因したAM策開始後、一次系圧力は低下したため、炉心二相混合水位は上昇し、燃料棒表面温度は635Kまでの上昇にとどまった。低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)前に、二回目のボイルオフによる炉心露出が生じた。LSC後速やかに炉心水位は回復し、燃料棒表面温度は696Kまでの上昇にとどまった。窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。SG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、三回目のボイルオフによる炉心露出が生じ、燃料棒表面最高温度が908Kを超えた。本報告書は、SB-HL-12実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

HTTR水素製造システムの系統構成及び制御性

西原 哲夫; 清水 明; 稲垣 嘉之; 谷平 正典*

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.517 - 524, 2003/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.517

地球温暖化対策として燃料電池の導入が期待されており、今後、大量かつ安定に水素を供給するシステムが必要となる。原研では試験研究用の高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの検討を進めている。本報告では、まず、HTTR水素製造システムの技術課題について検討を行った。そして、HTTR水素製造システムの主系統構成、並びに、本システム特有の機器である水蒸気改質器及び高温隔離弁の構造を示した。そして、定格運転時のヒート・マスバランスを設定し、起動運転時のプラント動特性解析をもとに運転制御特性について検討した結果を示した。

Critical heat flux at high velocity channel flow with high subcooling

数土 幸夫; 神永 雅紀

Nucl. Eng. Des., 187, p.215 - 227, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(98)00294-5

本研究では、流路内強制対流下の限界熱流束(CHF)についてCHFに影響を及ぼす基本的なパラメータを明らかにしながらCHFの発生メカニズムを調べるために定量的な解析を実施した。対象とした流動条件は、加熱流路出口で高サブクールとなるような高質量流束のものである。解析で採用した流動モデルは、蒸気ブランケットのマクロ液膜に対する相対速度がホルムヘルツの臨界波長に基づく界面の不安定状態に達した時にCHFが発生するというものである。本モデルの特徴は、CHFの判断基準を新たに加熱壁面上のマクロ液膜の過渡領域モデルに適用したことにある。このモデルに基づき、CHFに影響を及ぼす基本的パラメータである質量流束、入口サブクール度、流路形状、圧力等を考慮したCHFを与える解析的相関式を提案した。その結果、提案した相関式は既存の円管や矩形流路のCHF実験結果を的確に精度良く予測できることが明らかとなった。

Study of premixing phase of steam explosion with JASMINE code in ALPHA program

森山 清史; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 杉本 純

Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.903 - 915, 1996/00

原研では水蒸気爆発解析コードJASMINEの開発を行っている。本コードは(株)富士総合研究所によって開発された多次元多相流水力解析コードMISTRALをベースに開発され、現在粗混合モジュールの基本的な枠組みを完成して試計算を行っている。基礎式はもとのコードのものを用いており、冷却材、蒸気、溶融炉心の3相についての質量、運動量、エネルギー保存式を3次元オイラー系で記述したものである。相間の相互作用項と流動様式については、粗混合過程の現象をモデル化したものを組みこんだ。コード検証の第一段階として固体粒子を水中に投入した実験について解析を行い、実験結果との間で比較的良好な一致が得られた。また、コードに組みこまれているTVDスキームが溶融物の分布を精度よく捕らえるために有効であることがわかった。

Interfacial friction factor for high-pressure steam/water stratified-wavy flow in horizontal pipe

中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.868 - 879, 1995/09

https://doi.org/10.3327/jnst.32.868

LOCA時の1次系内冷却材分布は、水平配管内の流動様式に依存する。特に、波状流からスラグ流への遷移は、界面波が気送流れを塞ぐ液スラグに成長する結果生じ、界面摩擦や流路の圧力損失の増加を伴うため、その予測は重要である。ところが、スラグ流遷移の予測には、波状流での水位予測が必要であるものの、予測に必要な気液界面摩擦係数は、スラグ流遷移時のような液深の深い波状流(ボイド率~0.6)でのデータや予測式が大変少なく、壁摩擦係数などで代用されることが多い。そこで、TPTF装置の水平円管テスト部(直径87及び180mm)を用いた、高圧(3-9MPa)の水/蒸気二相流実験を行い、スラグ流遷移境界近傍の波状流について調べ、界面摩擦係数を与える実験式を求めた。実験式はKelvin-Helmholtzの界面不安定性理論に基づくパラメータで構成され、TPTF実験結果での配管口径及び圧力依存性をよく表すことができる。

Investigation of centrifugal pump performance under two-phase flow conditions

G.R.Noghrehkar*; 川路 正裕*; A.M.C.Chan*; 中村 秀夫; 久木田 豊

J. Fluids Eng., 117, p.1 - 9, 1995/03

https://doi.org/10.1115/1.2816812

Furuya&Maekawaらの1次元2相流ポンプモデルを改良し、カナダのオンタリオハイドロ社で実施した実機ポンプ及び小型ポンプを用いた高温高圧の水/蒸気二相流試験結果につき、解析を行った。モデルの改良は、二相流時の解析安定性を向上する為、インペラ内での蒸発/凝縮率の予測項に含まれる仮想質量の気相密度を液相密度に換えることにより行った。LOCA時等に生じる二相流中でのポンプ水頭は、サクションボイド率がある値を越えると急速に劣化するが、実験では、実機ポンプは小型ポンプに比べ、高ボイド率で劣化が生じることが観察された。この、水頭劣化に対するポンプサイズの影響を、改良ポンプモデルを用いたパラメータ計算により調べ、大型のインペラ内では、気泡流からチャーン流への流動様式遷移がより大きなボイド率で生じると仮定することにより、劣化を生じるボイド率変化をよく予測できることがわかった。

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions in PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

Nucl. Eng. Des., 144, p.257 - 268, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(93)90142-V

PWR(1717)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧・ボイルオフ(極低流量、質量流束100kg/ms以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で、大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発の式」により良く予測できる。すなわち、ドライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、輻射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。