PWR thermal-hydraulic phenomena following loss of residual heat removal(RHR) during mid-loop operation

中村 秀夫; 久木田 豊

Int. Conf. on New Trends in Nulear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.77 - 86, 1994/00

加圧水型原子炉(PWR)停止時に炉心を冷却する余熱除去(RHR)系が、1次系水位を水平配管付近に低下して行われるミッドループ運転中、何らかの原因で停止する事象について、ROSA-V/LSTF装置を用いて模擬実験を行った。本事象発生時には、空気等の非凝縮性気体が気相部を満たしている為、高圧の炉運転時に発生する冷却材喪失事故(LOCA)とは異なる複雑な熱水力現象が予想される。また、炉停止時にはECCSや主要な計測器が使用できない場合がある。実験は、1次系圧力境界に作業用開口部を仮定した場合を含めて7回行い、炉心内冷却材の沸騰開始までの時間余裕、その後の圧力上昇、蒸気移動、主冷却材分布及び炉心露出といった主要な熱水力現象に対する、非凝縮性気体、作業用開口部の有無や位置及び蒸気発生器2次側冷却材等の影響を明らかにした。本報告は、これらの結果をまとめたものである。