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報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-07; Loss-of-feedwater transient with primary feed-and-bleed operation

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07

JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB

LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07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。

論文

ROSA/LSTF tests and RELAP5 posttest analyses for PWR safety system using steam generator secondary-side depressurization against effects of release of nitrogen gas dissolved in accumulator water

竹田 武司; 大貫 晃*; 金森 大輔*; 大津 巌

Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, p.7481793_1 - 7481793_15, 2016/00

AA2016-0048.pdf:5.15MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.12(Nuclear Science & Technology)

Two tests related to a new safety system for PWR were performed with ROSA/LSTF. The tests simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 2-inch diameter break using an early steam generator (SG) secondary-side depressurization with or without release of nitrogen gas dissolved in accumulator (ACC) water. The pressure difference between the primary and SG secondary sides after the actuation of ACC system was larger in the test with the dissolved gas release than in the test without the dissolved gas release. No core uncovery and heatup took place because of the ACC coolant injection and two-phase natural circulation. The RELAP5 code predicted most of the overall trends of the major thermal-hydraulic responses after adjusting a break discharge coefficient for two-phase discharge flow under the assumption of releasing all the dissolved gas at the vessel upper plenum.

論文

Analysis of direct contact condensation of flowing steam onto injected water with a multifluid model of two-phase flow

秋本 肇; 小澤 由行*; 井上 晃*; 青木 成文*

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(12), p.1006 - 1022, 1983/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:68.82(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の冷却材喪失事故時蓄圧タンク内の過冷却水が注入されると、コールドレグでは蒸気と注入水の直接接触による激しい凝縮が起こる。注水領域における凝縮現象と蒸気と冷水の混合過程を解明するために、二相流の多流体モデルを基礎とした流動モデルをたて検討を行なった。(a)注入水の微粒化による液滴生成(b)液滴上への蒸気の凝縮(c)死水生成による縮流(d)液滴の再付着を考慮したモデルを用いて、測定された注水領域の液膜温度分布と圧力分布を定量的に説明できた。計算結果から、蒸気の凝縮速度は注水口近傍で生成される液滴径と注水領域での最大液滴質量率に最も依存することがわかった。また入口熱水力条件が凝縮速度に及ぼす影響に関し、実験と定性的に一致する結果が得られた。入口蒸気流量が高くなる程凝縮速度が大きくなるのは、微細な液滴が効率よく生成されるためであることが判明した。

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