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論文

Thermal-hydraulic responses during PWR pressure vessel upper head small break LOCA based on LSTF experiment and analysis

竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。しかし、原子炉容器上部ヘッド小破断LOCAに関する実験的及び解析的研究は少ない。このため、LSTFを用いて、破断サイズ0.5%の上部ヘッド小破断LOCA模擬実験を行った。実験において、上部ヘッドにおける蓄水が、破断流量を制御する現象となることを見いだした。制御棒案内管の貫通孔近傍が蒸気中に露出するまで、制御棒案内管を介して、上部プレナム内の冷却材は上部ヘッドに流入した。また、二相流放出過程において、上部ヘッドコラプスト水位の振動現象が見られた。RELAP5/MOD3コードは、二相流放出過程における破断流量を過大評価し、実験より早く炉心のボイルオフが開始した。そこで、二相流放出過程における放出係数を破断流量の測定値と比較し補正することにより、上部プレナムと炉心のコラプスト水位は実験結果とよく一致した。この二相流放出係数を用いて、高圧注入系不作動条件下で破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1.5$$sim$$2.5%の場合、1次系圧力が蓄圧注入系の作動圧力まで低下することにより、炉心の温度上昇が抑制される可能性があることを示した。

論文

PWR cold-leg small-break LOCA with total HPI failure; Effect of break area on core dryout and intentional depressurization for prevention of excess core dryout

熊丸 博滋; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1162 - 1172, 1992/12

ROSA-IV計算のLSTF装置はPWRの体積比1/48のモデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の全ての故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積がコールドレグ流路面積の0.5~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的な1次系減圧操作実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文で提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた意図的な1次系減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しては不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。また、約2.5%以下の破断の場合、蓄圧注入系(ACC)が作動しても、低圧注入系(LPI)作動以前に再び炉心が露出する可能性があることが分った。

論文

PWR cold-leg small break LOCA with faulty HPI; Effect of break area and intentional system depressurization

熊丸 博滋; 久木田 豊

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.203 - 208, 1991/00

ROSA-IV大型非定常試験装置(LSTF)は加圧水型原子炉(PWR)の体積比1/48モデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積0.5%~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的一次系減圧実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文では提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた1次系の意図的減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しは不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。

報告書

BWR Main Steam Line Break LOCA Tests Runs 951,954 and 956 at ROSA-III; Break Area Effects with HPCS Failure-

鈴木 光弘; 田坂 完二; 川路 正裕; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 小泉 安郎

JAERI-M 85-202, 295 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-202.pdf:7.72MB

本報告は、ROSA-III計画において実施された中小口径の主蒸気配管破断LOCA実験であるRUN951,954,956の実験結果をまとめ、既報告の大口径主蒸気配管破断実験RUN953の結果と比較することにより、主蒸気配管破断が生じた場合のBWR/LOCA現象に及ぼす破断面積の影響を調べたものである。いずれの実験も高圧炉心スプレイ系(HPCS)故障を仮定した。破断面積は10%、34%、及び既報の100%(RUN953)である。この結果、次のことを明らかにした。(1)ダウンカマー水位信号はBWR体系では重要な安全・制御上の信号であるが、主蒸気配管破断LOCA時には、破断面積の変化に比してこの水位は似かよった挙動を示し、いずれの場合も炉心側の水位より高く保持される。(2)ダウンカマー上部の水位は、ダウンカマーのボイド率に影響され、この最高ボイド率は、全蒸気流出面積により表わされた。(3)PCT(最高被ふく管温度)は破断面積が大きいはど高い。

報告書

ROSA-III 50% Break Integral Test Run 928; Break Configuration Sensitivity Test

与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男

JAERI-M 85-151, 216 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-151.pdf:5.09MB

本報は、ROSA-IIII装置を用いて行われたRUN928の実験結果について記述したものである。本装置は、電気加熱ヒーター、破断模擬部、緊急炉心冷却(ECCS)を有する体積比(1/424)のBWR/6型原子炉模擬装置である。RUN928は、HPCSディーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%破断実験であり、破断口形状感度実験のひとつとして行われた。のど部の長いノズルが破断口として用いられた。被覆管表面最高温度(PCT)は、888Kであり、破断後198秒の再冠水期に記録された。全炉心はECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。 本報では、RUN928の実験結果が破断ロとしてオリフィスを用いた50%スプリット破断実験であるRUN916の実験結果と比較されている。RUN928の炉心の露出開始は、サブクール水の破断流量が少ないためRUN916の場合より少し遅くなった。しかしながら、炉心露出期間は両実験においてほぼ同じであった。RUN928のPCTはRUN916より29K高かった。

論文

Recirculation pump discharge line break test at ROSA-III for a boiling water reactor

鈴木 光弘; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 斯波 正誼

Nuclear Technology, 70, p.189 - 203, 1985/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:38.26(Nuclear Science & Technology)

商用BWRを模擬したROSA-III実験装置において、再循環ループポンプ吐出側配管破断実験を行い、実験結果の解析及び解析コードによるROSA-IIIとBWRにおける事故事象の相似性の検討を行なった。破断口径を変えた3種の吐出側破断実験と、対応する吸込側破断実験の比較から次のことがわかった。吐出側破断時の事象は、同じ effective choking flow area を持つ吸込側破断の事象と同等である。最大の effective choking flow area は、吐出側破断では(Aj+Ap)、吸込側破断では(Aj+Ao)である。ここでAj,Ap,Aoはジェットポンプノズル面積、再循環ポンプ出口ノズル面積、再循環ループ吸込側配管面積である。このことは実機についてもあてはまる。解析コードによる相似性の検討から、下部プレナムフラッシング、水位低下による燃料棒露出等の主要事象は相似的であるが、ROSA-IIIでは破断初期の炉心出力の制限が燃料温度に影響することを明らかにした。

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