Reactor safety issues resolved by 2D/3D program

2D/3D解析グループ

JAERI 1336, 362 Pages, 1995/09

JAERI-1336.pdf:15.72MB

2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びCSTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画において各国が得た試験結果、及びコード評価結果に基づき、再冠水挙動を左右すると考えられる重要な熱水力的素現象についての評価結果をまとめたものである。本報告書では、特に、PWRの安全性と観点から重要な熱水力的素現象を対象とし、三国の討論の結果に基づいて記述された。

Assessment of REFLA/TRAC code for system behavior during reflood phase in a PWR LOCA with CCTF data

秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫

Proc. of the 2nd Int. Conf. on Multiphase Flow 95-Kyoto, 0, p.P2_37 - P2_44, 1995/00

REFLA/TRACコードは軽水炉の想定事故時の熱水力学的挙動解析のために原研で開発を進めている最適予測コードである。円筒炉心試験データを用いて、PWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動に対する同コードの予測性能を評価した。その結果、REFLA/TRACコードにより、最高被覆管温度、炉心冷却挙動、炉心内蓄水挙動、1次系ループにおける圧力損失、蒸気発生器における熱伝達等の主要な物理現象を正しく予測できること、並びに、系圧力・炉心出力・LPCI流量及び被覆管初期温度のパラメータ効果を正しく再現できることを検証できた。REFLA/TRACコードによりPWR冷却材喪失事故再冠水期のシステム挙動を精度よく予測できる。

Experimental study on difference in reflood core heat transfer among CCTF, FLECHT-SET and predicted with FLECHT correlation

大久保 努; 井口 正; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.839 - 849, 1994/08

https://doi.org/10.3327/jnst.31.839

PWRの再冠水時の状況として想定される条件下で実施されたCCTF試験の炉心熱伝達率が、安全評価において用いられてきたFLECHT相関式では適切に予測できないとの報告がこれまでになされている。この理由を検討するため、典型的なFLECHT-SET試験の条件の下でCCTF試験を実施した。両試験の結果を検討し、以下のことを明らかにした。FLECHT相関式はPWRで想定されている再冠水初期に蓄圧注水系から冷却水が供給される場合の炉心熱伝達率を適切に表現できず、実測値より遙かに小さな値を与える。FLECHT-SET試験での炉心熱伝達率は、CCTF試験でのものと類似で、両者ともこれまで使用してきた相関式で予測できる。更に、半径方向出力分布が存在する場合には、熱伝達に対するその効果が顕著に現れる大規模な炉心を有するCCTFでは、その効果を考慮することで熱伝達率を適切に予測できる。

Evaluation report on CCTF core-II reflood test C2-5(Run 63); Effect of decay heat level on PWR reflood phenomena

井口 正; 須藤 高史; 岡部 一治*; 杉本 純; 秋本 肇; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 91-174, 98 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-174.pdf:2.31MB

CCTFで低崩壊熱模擬(初期炉心出力7.1MW)の再冠水試験を行い、基準試験(同9.4MW)の結果と比較した。(1)低炉心出力試験での再冠水現象は基準試験での再冠水現象と定性的に殆ど等しかった。このことは、PWRの再冠水現象予測を行うに際し、基準試験結果を基礎にして開発した再冠水物理モデルを、少なくとも初期炉心出力7.1MWの条件まで拡張して使用することに問題はないことを示す。(2)一方、定量的には次のような低炉心出力の影響が見られた。再冠水初期には炉心冠水速度、炉心内熱伝達率ともに炉心出力にはほとんど影響されない。再冠水中期以降では、炉心冠水速度は炉心出力にほとんど影響されず、一方熱伝達率は低炉心出力ほど大きくなる。(3)低炉心出力で炉心冷却がよいため、炉心安全性は高まる。(4)炉心冠水速度が炉心出力に殆ど影響されないことは、REFLAコードによる模擬計算でも確認した。

Implementation of an implicit method into heat conduction calculation of TRAC-PF1/MOD2 code

秋本 肇; 阿部 豊; 大貫 晃; 村尾 良夫

JAERI-M 90-122, 36 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-122.pdf:0.92MB

TRAC-PF1/MOD2コードでは、燃料棒内の温度分布計算のために、2次元非定常熱伝導方程式が差分法により解かれる。差分法として一部に陽解法が用いられているため、小さなノード分割を用いる計算では、安定な解を得るためには小さなタイムステップサイズを用いる必要があり、多大な計算時間を必要としていた。大きなタイムステップサイズでも安定に計算できるようにするために、二次元非定常熱伝導方程式の陰解法ルーチンを、TRAC-PF1/MOD2コードに組み込んだ。陰解放ルーチンを組み込んだ修正版とオリジナル版を用い評価計算を行なった。解析解並びにオリジナルのTRAC-PF1/MOD2コードの結果との比較により、今回整備した陰解法ルーチンが信頼できるものであり、TRAC-PF1/MOD2コードに正しく組み込まれていることを確認した。陰解法ルーチンの組み込みにより、ノード分割が0.1mm以下にしても効率よく燃料棒内の温度分布を計算できようになった。

Evaluation report on SCTF core-III test S3-17; Investigation of thermo-hydrodynamic behavior during reflood phase of LOCA in a PWR with vent valves

大久保 努; 井口 正; 岩村 公道; 秋本 肇; 大貫 晃; 阿部 豊; 榊 勲*; 安達 公道; 村尾 良夫

JAERI-M 90-036, 120 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-036.pdf:2.49MB

ベントバルブ付PWR(BBR)のLOCA時再冠水過程の熱水力学的挙動を検討するため、SCTFを用いて再冠水実験を実施した。また、本試験結果は、2D/3D協定に基づき、西独の上部プレナム試験装置との実験的結合に用いられることになっている。本試験のデータを他の試験のデータも用いて解析し、以下の主要な結論を得た。(1)最適条件下におけるBBRの再冠水過程中の炉心冷却は非常に良好で有ることが実証された。(2)健全ループ差圧は、ベントバブルが開くことにより著しく減少する。(3)ベントバルブが炉心冷却におよぼす効果は、ベントバルブが開いていない場合にダウンカマ水位がオーバフロ位置に達しない条件の下では顕著ではなかった。しかし、その効果は、ベントバブルが開いていない場合に、ダウンカマ水位がオーバフロ位置を越えるような条件の下では顕著になると考えられる。

Evaluation report on CCTF core-II reflood test C2-AA2(Run 58); Investigation of downcomer injection effects

大久保 努; 井口 正; 杉本 純; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 89-227, 96 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-227.pdf:2.12MB

本報告書は、円筒第2次炉心試験C2-AA2(Run 58)の評価報告書である。本試験は、ダウンカマ注水試験に於ける熱水力挙動の特徴を調べることを目的として実施された。本試験のデータをコールドレグ注水試験(基準試験)のデータと比較検討して、以下のような結果が得られた。(1)本試験においては、基準試験では見られない大きな振動が観測された。振動は周期的で周期は5.7秒であった。(2)この原因は、本試験ではダウンカマでECC水と健全ループを流れる蒸気との混合が熱的に非平衡に起こり、ダウンカマ水温がサブクールてあった点であると考えられる。(3)系全体に渡り熱水力挙動では振動的であったが、振動的なデータの平均値は、基準試験のデータとほぼ同一であり、一部の修正を行えば、コールドレグ注水の場合に対して用いられているのと同じモデル・手法あるいは計算コードがダウンカマ注水にも使用可能であることが示唆された。

Effect of pressure drop through broken cold leg on thermal hydraulic behavior during reflood phase of PWR-LOCA

秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.45 - 55, 1988/01

https://doi.org/10.3327/jnst.25.45

PWR-LOCA再冠水の安全評価における圧力容器側破断コールドレグ圧力損失の取扱い法を検討するため、再冠水時の熱水力挙動に対する破断コールドレグ圧力損失の影響について円筒炉心試験データを用いて検討した。破断コールドレグ圧力損失により圧力容器内は昇圧し炉心入口と一次系ループでの流量は増加する。圧力損失の炉心冷却への影響を実験的に調べるために高LPCI流量での試験を行った。高LPCI流量により破断コールドレグ圧力損失が小さくなり炉心冷却は悪化した。LPCI流量を低めにすることは炉心冷却評価にとり必ずしも保守的な仮定ではない。炉心冷却を保守的に評価するため破断コールドレグ圧力損失係数を低く設定することを推奨する。現行の評価モデルコードは通常低めに圧力損失を予測し、圧力損失のモデル化より生ずる最大評価誤差を打消すに十分な安全余裕を与えることから、依然として保守的であると考える。

Effect of decay heat level on reflood phenomena during PWR-LOCA

井口 正; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.821 - 831, 1987/10

https://doi.org/10.3327/jnst.24.821

円筒炉心試験装置(CCTF)により、大規模でシステムのフィードバックのある条件のもとにおいて、PWR-LOCA時再冠水現象に及ぼす崩壊熱の影響を調べた。平均出力を1.06kW/mおよび1.4kW/mに設定して2回の試験を実施した。崩壊熱レベルが、炉心冷却にとって重要な炉心入口境界条件(炉心入口冠水流量、圧力、入口サブクーリング)に及ぼす影響およびターンアラウンド時刻までの炉心冷却挙動(熱伝達率)に及ぼす影響は小さいことがわかった。ターンアラウンド時刻以降の熱伝達率は高出力程小さく、安全評価解析において崩壊熱を高く仮定することが保守的であることがわかった。崩壊熱レベルが炉心冠水流量に及ぼす影響の小さい理由を実験的かつ解析的に明らかにするとともに、崩壊熱レベルが最適評価条件から評価モデル条件の範囲内で影響の小さいことを明らかにした。

Assessment of core radial power profile effect model of REFLA code by using CCTF data

井口 正; 村尾 良夫; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.536 - 546, 1987/07

https://doi.org/10.3327/jnst.24.536

加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の炉心内熱水力挙動に及ぼす炉心内半径方向出力分布の影響を評価するための筒便なモデルを作成し、再冠水現象解析コードREFLAに組込んだ。本モデは、水力挙動を完全混合仮定により予測し、熱的挙動を局所出力チャンネルに関して1次元的に取扱い、3次元解析を行わないところに特徴がある。本モデルにより、被覆管温度予測性能を改善した。安全評価解析で広く用いられている流体混合なしの仮定による予測よりも良好な予測結果を得た。本モデルにより予測結果は高出力領域で冷却過小であった。出力分布係数の増大とともに被覆管最高温度予測誤差は増大した。これらは、本モデルが被覆管最高温度を保守的に予測することを意味する。出力分布係数が大きい場合本モデルが保守的である理由は、高出力領域における冷却改善効果が考慮されていないためである。