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論文

AP600炉の安全性確証試験

安濃田 良成

原子力システムニュース, 10(1), p.12 - 18, 1999/00

ROSA計画は、LOCA時の原子炉内の熱水力挙動、特にECCSの有効性やそれに及ぼす各種因子の影響を把握し、LOCA時における原子炉の安全裕度を定量的に評価し、解析コードを開発・検証する目的で、1970年以来約30年間、研究の重点を移しつつ実施されている。現在は、その第5期目のROSA-V計画を実施中であり、おもにシビアアクシデント防止など次世代軽水炉の安全性に関する研究を行っている。その研究の一環として、米国原子力規制委員会との国際協力により、次世代軽水炉AP600の安全性確証試験をROSA計画大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した。確証試験の結果、AP600の受動的安全系がおおむね予想通りに作動し、炉心冷却が維持されることを確認した。また、種々の重要な現象が確認されたが、炉心の冷却性に問題を及ぼすほどではないことが確認された。

論文

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

 被引用回数:32 パーセンタイル:8.68(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Core makeup tank behavior observed during the ROSA-AP600 experiments

与能本 泰介; 近藤 昌也; 久木田 豊; L.S.Ghan*; R.R.Schultz*

Nuclear Technology, 119, p.112 - 122, 1997/08

 被引用回数:21 パーセンタイル:16.13(Nuclear Science & Technology)

原研ではROSA-V/LSTF装置を用いてウエスチングハウス社AP600炉に関する冷却材喪失事故模擬実験を実施している。実験結果より、AP600炉特有の炉心補給水タンク(CMT)での熱水力挙動は自然循環期と排水期の二つに分類できることが示された。自然循環期ではコールドレグから高温水が流入しCMT内に明確な温度成層が生じた。他方、排水期は、1インチ以下の破断の場合にはフラッシングにより、2インチ以上の場合にはコールドレグからの気相の進入により、開始した。これらのCMT挙動は他の安全機器の影響を受け、例えば、畜圧注入系の作動によりCMTからの排水速度は低下し、自動減圧系の作動により、排水速度は増加した。均圧配管内が空になってからはCMT水位の低下速度は自由落下の式でほぼ近似することができた。

論文

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。

論文

Analysis of wall heat capacity effects on core makeup tank drain-down behavior in ROSA/AP600 experiments

近藤 昌也; 与能本 泰介; 浅香 英明; 久木田 豊*; R.Schultz*

Proc. of 1997 Int. Meeting on Advanced Reactors Safety, 0, p.217 - 224, 1997/06

ウェスティングハウス社製のAP600炉に関する総合模擬実験中に見られた炉心補給水タンク(CMT)の熱水力挙動についてRELAP5/Mod3(Ver.3.2)を用いて解析した。解析の結果、CMT自然循環流量は良好に予測できること、CMT上部の軸方向の混合が計算できないために温度成層を予測するには問題があることを明らかにした。また、CMT壁の過大な熱容量は、ADS(自動減圧系)の故障により減圧速度が極端に小さい場合や、比較的破断口が大きなために温度成層が発達する前に注入が始まる場合において、CMT注入挙動に影響を与えることを明らかにした。これらの実験では、CMT壁面において蒸気が凝縮し、CMT注入速度を制限した。

論文

Heat transfer modeling of the LSTF passive residual heat removal system

G.E.McCreery*; C.M.Kullberg*; R.R.Schultz*; 与能本 泰介; 安濃田 良成

Proc. of 1997 Int. Mechanical Engineering Congress and Exposition, p.97 - 104, 1997/00

ROSA-V/LSTF装置静的余熱除去系(PRHR)における冷却材喪失事故模擬実験の伝熱挙動を、一次元熱伝達計算モデルを用いて解析した。PRHRは、格納容器内燃料取替用水タンク内におかれたC字型伝熱部と一次系との接続配管で構成される自然循環冷却系である。解析結果より、(1)伝熱管内流体温度は提案する伝熱相関式を用いて良く予測できる、(2)伝熱管外表面での伝熱様式は、伝熱管入口でサブクール沸騰、その下流で乱流及び層流熱伝達であると予測される、(3)伝熱性能の低下に関連し当初懸念された沸騰遷移は、熱交換器全体の熱伝達性能に顕著な悪影響を与えるものでない、等が明らかになった。

論文

ROSA/AP600 testing; Facility modifications and initial test results

久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.259 - 265, 1996/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.69(Nuclear Science & Technology)

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置(LSTF)を用いてウエスチング社が開発したAP600型炉の過渡現象に関する確証総合実験を共同で行っている。本装置はもともと在来型の4ループ加圧水型原子炉を模擬しているが、AP600特有の機器を付加する改造を行った。改造後のLSTFはAP600を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。94年8月までに、本装置を用いて、コールドレグ破断、均厚配管破断、自動減圧系誤差開放を起因事象とする冷却材喪失事故に関する5回の実験を行った。実験結果は、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600受動安全系の良好な性能を示している。

論文

軽水炉開発における混相流技術

秋本 肇

混相流, 10(4), p.360 - 363, 1996/00

本報告は、軽水炉プラントに関する研究開発のなかで、この10年間における混相流技術に関連した分野の動向を概観したものである。安全性研究、熱水力解析コードの改良、原子炉機器の改良、新型軽水炉の設計などのさまざまな分野で混相流技術に関連した研究が行われた。今後の軽水炉開発にとり、安全性と経済性の更なる向上が最重要課題であろう。シビアアクシデント時の現象の把握と解析手法の開発、受動的安全設備の設計の最適化及び信頼性の検証など多くの分野で混相流技術にかかわる課題の解説が要請されている。また、機器開発や設計の効率化のために、詳細な二相流解析を実験に先だって実施して解析的に設計の最適化を進める傾向が強くなると思われる。複雑な混相流挙動を解析的に評価するための詳細解析技術の構築と検証データを取得するための測定技術開発の重要性が一層増している。

論文

NRC Confirmatory AP600 safety system phase I testing in the ROSA/AP600 test facility

G.S.Rhee*; 久木田 豊; R.R.Schultz*

NUREG/CP-0149 (Vol. 1), 0, p.243 - 264, 1996/00

ROSA/AP600実験は、原研のROSA装置を用いてAP600炉の事故時熱水力挙動に関する総合実験を行うものである。これまでに、低温側配管破断、炉心補給水タンク均圧ライン破断、圧力容器直接注入ライン破断、自動減圧系誤作動、蒸気発生器伝熱管破断、主蒸気管破断、全交流電源喪失シナリオを模擬した合計14回の実験を実施し、全ての実験において、受動安全系の作動により炉心は十分な余裕をもって冷却されたが、以下の3点についてはさらに詳細な検討が必要であることがわかった。(1)凝縮による圧力振動及び水撃 (2)静的余熱除去系が接続された低温側配管内の過渡成層 (3)自動減圧系作動後の系全体の圧力、水位等の振動

論文

Non-condensable gas effects in ROSA/AP600 small-break LOCA experiments

中村 秀夫; 久木田 豊; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART A), p.237 - 244, 1996/00

ROSA-AP600実験で観察された蓄圧注入系与圧用窒素(N$$_{2}$$)ガスのPRHRとCMTへの蓄積条件と、各々の機器の除熱能力に及ぼす影響を、実施した14実験からまとめると共に、CMT内の濃度変化を推定した。AP600では事象の終盤に、蓄圧注入系からN$$_{2}$$ガスが一次系に流入する。その際、PRHRにはADS作動後ホットレグに水位が形成された場合にのみ、CMTには、コールドレグに水位が形成され、かつ均圧ラインが順流の時に各々流入、蓄積することがわかった。ただし、このようなN$$_{2}$$ガスの蓄積は通常ADS作動後に生じるため、系への影響は小さいことがわかった。CMTへの蓄積は逆に、円滑な冷却材の注入を促すことがわかった。更に気相密度の安定成層を仮定し、温度分布から求めたCMT内N$$_{2}$$ガス最大蓄積量は、蓄圧注入系から放出される相当部分に達する可能性があることを示した。

論文

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。

論文

ROSA/AP600 testing: Facility modifications and initial test results

久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.203 - 216, 1995/00

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置LSTFを用いてウエスチング社のAP600炉の過渡現象に関する高圧での確証総合実験を共同で行っている。もともと従来型の加圧水型原子炉を模擬する本装置にAP600特有の機器を付加する改造を行った。改造されたLSTFはAP600炉を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。これまで、本装置を用いて、コールドレグ、圧力均圧配管、圧力容器直接注入配管の破断に関する7回の冷却材喪失事故実験を行った。実験結果は、概ね、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600の良好な性能を示している。

論文

ROSA/AP600 characterization tests and analysis of 1-inch cold leg break test

R.R.Schultz*; J.M.Cozzuol*; R.A.Shaw*; 与能本 泰介; 久木田 豊

NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.217 - 238, 1995/00

原研では、米国NRCとの協定に基づき、WH社の開発になる次世代型PWRであるAP600炉の事故時挙動に関する熱水力総合実験(ROSA/AP600実験計画)を実施している。このため、原研のLSTF装置にAP600炉固有の受動的安全機器を付加し、改造後の装置について、各部の流動抵抗等、実験解析上重要な特性を実測し、仕様の範囲内にあることを確認した。また、第1回実験として実施したコールドレグ1インチ破断実験をREALP5/MOD3コードにより解析し、炉心補給水タンクによる安全注入など主要な現象が概ね再現されることを確認した。

論文

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。

論文

Long-term oscillations of pressurizer liquid level observed during ROSA/AP600 experiments

与能本 泰介; 久木田 豊

Proc. of the 1995 Int. Joint Power Generation Conf. (NE-Vol. 17), 2, p.25 - 31, 1995/00

原研と米国NRCが共同で進めているROSA-AP600計画において行われた実験で、第4段階の自動減圧系(ADS)が作動した後、当初予測していなかった加圧器水位の振動が見られた。振動の振幅は約1m、周期は約100秒であった。この振動に対応し、圧力容器水位、圧力、ADS流量などにも振動が生じた。振動の原因は、ホットレグに連続的な蒸気空間が存在するため加圧器に水位が安定に存在できなかったことによる。この間炉心流量は振動的であったが、炉心冷却は十分に保たれた。振動は加圧器水位がなくなるまで数千秒間継続した。

論文

Analysis of system thermal hydraulic responses for passive safety injection experiment at ROSA-IV/Large Scale Test Facility using JAERI modified version of RELAP5/MOD2 code

浅香 英明; 与能本 泰介; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(12), p.1265 - 1274, 1994/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.9(Nuclear Science & Technology)

ROSA-IV計画LSTF装置を用いて、加圧水型原子炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)における重力注入式非常用炉心冷却系(ECCS)の作動を模擬した実験を行った。注入系は、1次系と同一圧力に加圧された低温水を満たしたタンクと、1次系との接続配管(タンク底部と圧力容器ダウンカマを接続する注入ラインと、コールドレグとタンク頂部を接続する圧力平衡ライン)により構成される。タンクからの注入は、タンク内の低温水の静水頭と、圧力平衡ライン内の高温水の静水頭との差によって生じ、圧力平衡ライン内の流れが二相流になった後は、注入流量が振動的となった。著者らが改良を加えたRELAP5/MOD2コードを用いた解析により本実験の全体挙動は概ね良好に再現された。この解析によれば、注入流量の変動の原因は圧力平衡ライン内の保有水量の変動にある。

論文

RELAP5 analysis of a gravity-driven injection experiment at ROSA-V/Large Scale Test Facility

与能本 泰介; 久木田 豊

Proc. on the ASME Winter Annual Meeting, 8 Pages, 1993/00

事故条件下での受動安全注入系の熱水力挙動を検討するためにPWR模擬装置ROSA-V/LSTF装置を用いて実験を行なった。その結果、破断直後に一次系と受動安全注入タンクの間で自然循環が生じ、タンクの上部に高温水が蓄積し、このため、タンク内に定格運転時に存在した低温水と蒸気は直接接触すること無く、タンクからダウンカマに安定に冷却水が注入されることが明らかになった。RELAP5/MOD3コードによる解析結果は数値拡散の影響を強く受け、メッシュ数の増加とともにより良く実験と一致したが、タンクを90メッシュで模擬した場合においても、数値拡散の影響を完全に取り除くことはできなかった。これに対して、以前に著者らにより開発された解析モデルはRELAP5と比べてより少ない計算メッシュで流体温度を良く再現した。

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