Evaluation of steam generator U-tube integrity during PWR station blackout with secondary system depressurization

日高 昭秀; 浅香 英明; 上野 信吾*; 吉野 丈人*; 杉本 純

JAERI-Research 99-067, p.55 - 0, 1999/12

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2次系減圧を伴うPWR電源喪失事故時に炉心が昇温すると、温度上昇に起因して蒸気発生器伝熱管が破損する可能性がある。米国NRCの解析は、その場合でも、サージラインが先に破損することを示したが、沈着したFPからの崩壊熱を考慮していない。そこで、その影響を調べるため、まず、米国NRCの解析で使用したホットレグ水平対向流モデルを原研のLSTF実験で検証した後、Surry炉を対象としてSCDAP/RELAP5コードを用いた解析を行った。FP沈着量と崩壊熱は原研のARTコードを用いて別途計算した。その崩壊熱を熱応答計算で考慮した場合、伝熱管の健全性はかろうじて確保された。しかしながら、種々の不確実性を考慮すると、伝熱管が最初に破損する可能性を排除できない。このことは、2次系減圧に関するアクシデントマネジメント方策の得失を評価するうえで考慮しておく必要がある。

Effects of breach area and length to exchange flow rates under the LOVA condition in a fusion reactor

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰

Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1459 - 1464, 1996/12

核融合炉の真空容器が破断すると、破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は放射化したダストを同伴して容器内部から外部へと流れるため、汚染領域の拡大に繋がり、この置換流挙動を把握することは核融合炉の安全上大変重要である。著者らはすでに、核融合炉の真空容器をスケールモデルで模擬した実験装置を使って真空容器破断事象(LOVA)予備実験を行い、破断口位置と置換量との関係を明らかにした。今回は、破断口に直径及び長さの異なる数種類のダクトを取り付けて、破断面積と破断長さが置換流量に及ぼす影響を調べた。その結果、ダクト長さに比例してダクトの摩擦損失が増加するために、置換量は減少することが分かった。また、大口径破断の場合には破断口位置には無関係に置換量は破断面積に比例して増大した。一方、小口径破断の場合には、置換量は破断口位置に依存する傾向を示した。すなわち、真空容器の上部に破断口がある場合には対向流の影響を受けて破断面積の縮小とともに置換量は大きく減少したが、破断口が真空容器側部にある場合には成層流の影響が支配的になり破断面積によらず置換量はほぼ一定値を示した。

Study on flow rate measurement of buoyancy-driven exchange flow by laser Doppler velocimeter

文沢 元雄; 菱田 誠; 稲垣 嘉之

Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics, p.369 - 376, 1992/00

高温ガス炉では、原子炉の上部に接続されている配管の破断事故が生じると、破断口から空気が炉内に浸入する。炉内への空気の浸入特性は、破断口における対向流(又は置換流)挙動に依存する。そこで、本研究ではレーザー流速計を用い、流れを乱すことなく、置換する体積流量を算出する手法を検討した。その結果、半球容器内面温度が冷却容器内面温度に等しい場合置換する体積流量は、半球容器内面温度が加熱温度に等しい場合に比べて、約64%に低下することが分かった。また流量の標準誤差は15~22%であることも分かった。

Analysis of interfacial and wall friction factors of counter-current flow in vertical pipe

阿部 豊; 秋本 肇; 村尾 良夫

6th Proc. of Nuclear Thermal Hydraulics, p.401 - 408, 1990/11

気液対向二相流は、軽水炉の冷却材喪失事故における最も重要な現象の一つである。現在の二流体モデルコードの対向流に対する予測精度を調べるために、Bharathanらによる垂直単管での実験データを用いた評価計算を行なった。その結果、RELAP5やTRAC-PF1の相関式を用いた計算では、対向流における落水流量が過大評価されることが分かった。そこで、定常の環状流を仮定した解析モデルにより、対向流状況下における剪断応力を評価したところ、TRAC-PF1で用いられている並向流でのWallisの式が対向流に対して拡張できないこと、RELAP5で用いられているBharathanらの式では無視されている壁面剪断応力が界面剪断応力に比較して無視できるほど小さくなく、現在の二流体モデルが対向流条件下での落水を過大に評価するのは壁面剪断応力の過小評価に原因があることを明らかにした。

不安定密度成層内の水平開口部における流動に関する実験

文沢 元雄; 小川 益郎; 菱田 誠

日本原子力学会誌, 31(10), p.1127 - 1127, 1989/10

https://doi.org/10.3327/jaesj.31.1127

高温工学試験研究炉の配管破断事故時に浸入する空気の流動挙動に関連して、水平開口部の上方に空気、下方にヘリウムガスが存在する場合の対向流発生に伴う空気の流入流量を測定した。その結果以下のことが分かった。(1)水平面の下方への空気浸入量はEpsteinの実験結果と良く一致する。(2)テスト容器内の密度変化は準定常的である。

Upper plenum dump during reflood in PWR loss-of-coolant accident

数土 幸夫; P.Griffith*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.487 - 500, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.487

PWR・LOCA時再冠水において、非常用炉心冷却水の注入箇所としてコールドレグ注入と同時にホットレグ注入を行う場合がある。この場合の上部プレナム水の急流下現象を研究した。上部プレナムに注水する過渡炉心冷却実験と一次元準定常解析とから次の事柄が明らかとなった。 飽和水注入の場合、上部プレナムの静水圧が下部プレナム静水圧より大の時、上部プレナムの急流下現象が生ずる。この時炉心内では下向並行流である。逆に、上部プレナム静水圧が下部プレナム静水圧より小の時、炉心内では対向流となり、この時の上部プレナム水の落下水量は下向並行流の時よりはるかに小である。また、サブクール水を上部プレナムに注入した時、上部プレナム静水圧が下部プレナム静水圧よりも小なる時でも下向並行流が出現する時がある。この冷却水のサブクール度の影響の程度は、サブクール度の大きさに依存している。