Data report of ROSA/LSTF experiment IB-HL-01; 17% hot leg intermediate break LOCA with totally-failed high pressure injection system

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07

JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01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。

ROSA/LSTF test on nitrogen gas behavior during reflux condensation in PWR and RELAP5 code analyses

竹田 武司; 大津 巌

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00077_1 - 18-00077_14, 2018/08

https://doi.org/10.1299/mej.18-00077

We conducted an experiment focusing on nitrogen gas behavior during reflux condensation in PWR with ROSA/LSTF. The primary pressure was lower than 1 MPa under constant core power of 0.7% of volumetric-scaled (1/48) PWR nominal power. Steam generator (SG) secondary-side collapsed liquid level was maintained at certain liquid level above SG U-tube height. Nitrogen gas was injected stepwise into each SG inlet plenum at certain constant amount. The primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes were largely dependent on amount of nitrogen gas accumulated in SG U-tubes. Nitrogen gas accumulated from outlet towards inlet of SG U-tubes. Non-uniform flow behavior was observed among SG U-tubes with nitrogen gas ingress. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in predictions of the primary pressure and degree of subcooling of SG U-tubes depending on number of nitrogen gas injection. We studied further non-uniform flow behavior through sensitivity analyses.

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-CL-32; 1% cold leg break LOCA with SG depressurization and no gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11

JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32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。

長時間のROSA-V全交流電源喪失実験における加圧器構造材と冷却材の熱的相互作用に関する研究

鈴木 光弘

JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB

本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。

Thermal-hydraulic research on future reactor systems in the ROSA program at JAERI

与能本 泰介; 大津 巌; Svetlov, S.*

Proceedings of 3rd Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-3), p.521 - 528, 2002/00

原研では、将来型軽水炉システムの熱水力に関する研究計画を進めている。本論文では本計画の概要と最近の二つの研究内容を紹介する。初めに、SG二次側冷却による長期崩壊熱除去手法の評価のためには、蒸気発生器伝熱管群での非一様流動挙動解析手法の検討が重要であることを述べる。我が国の産業界が計画中の次世代加圧水型炉APWR+では、このような崩壊熱除去システムの使用が計画されている。次に、革新的原子炉用の非常用熱交換器に関し、ロシアのSPOT実験データを用いた検討について紹介する。この検討では、実験に用いられた曲がりや短い直線部を有する伝熱管の管内凝縮伝熱量が、十分長い直管で得られた凝縮相関式を用いて数%の精度で予測できることが示された。

Baseline study to model a typical condensation-induced water hammer event measured at the two-phase flow test facility (TPTF) in Japan

Schultz, R. R.*; 近藤 昌也; 安濃田 良成

Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.1 - 12, 2001/07

小型二相流実験装置(TPTF)を用いて行った凝縮水撃実験の評価と、凝縮水撃に関する文献調査を行った。著者らは凝縮水撃を、(1)液スラグの形成過程、(2)蒸気泡の球凝縮過程、(3)低圧側への液スラグの移動過程、(4)液スラグによる衝撃発生過程、(5)衝撃波の伝播過程、(6)凝縮水撃発生前状態への回復過程に分別し、各過程に関連する文献を示した。特に、液スラグの形成過程に関しては、これまで提案されてきたモデルを5つに分類してまとめた。衝撃波の伝播過程については、TPTFの実験データを用いて衝撃波とその反射波の伝播の様子を示した。

Experimental investigation of thermal-hydraulic performance of PCCS with horizontal tube heat exchangers; Single U-tube test

中村 秀夫; 安濃田 良成; 田畑 広明*; 小幡 宏幸*; 新井 健司*; 栗田 智久*

JAERI-Conf 2000-015, p.177 - 184, 2000/11

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-2000-015

横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)は、水平管内での非凝縮性ガスを含む凝縮伝熱流動に関する研究が少ないため、除熱性能の評価を十分行えない。そこで、横型PCCSの除熱性能評価に必要なデータを取得して凝縮伝熱モデルを作成するため、単一の水平U字管(伝熱長約8m、口径19, 32, 43mmの3体)を用いた管内凝縮の基礎伝熱試験を行う。発生する現象を予測するため、三菱による伝熱劣化の実験相関式をRELAP5/MOD3.2コードに導入し、32mm口径管でU字面が水平の場合につき、予備解析を行った。用いた相関式は条件を外挿適用しており、計算された流動様式もおおむね分離流と解析上の課題は残されたが、小さな出入口間差圧でもPCCSに要求される凝縮伝熱流動(ガス排気、凝縮水の排水を含む)を得る可能性があることが確認された。

Single U-tube Testing and RELAP5 code analysis of PCCS with horizontal heat exchanger

中村 秀夫; 近藤 昌也; 浅香 英明; 安濃田 良成; 田畑 広明*; 小幡 宏幸*

Proceedings of 2nd Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-2), p.336 - 343, 2000/00

横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)の性能評価に必要なデータを得るため、単一の水平U字管を用いた管内凝縮伝熱の基礎試験を(株)日本原子力発電との研究協力で行った。口径32mm、伝熱長8mの試験体を用いた基準流動条件(圧力: 7気圧、入口蒸気流量: 1%崩壊熱出力相当、非凝縮性ガス分圧: 1%)での試験等から、高いガス分圧(20%)でも良好な除熱性能が得られることや圧力損失、排気、排水の各特性でも良好な結果を得て、横型熱交換器のPCCSへの適用性を確認した。RELAP5/MOD3コードを用いた実験後解析では、オリジナルコードが凝縮伝熱を過小評価したため、基礎伝熱試験をもとに選定した凝縮伝熱やガスによる伝熱劣化のモデル群を組み込むとともに、凝縮終了後の伝熱管内ガス停滞挙動を表現するノード法の考案等で、実験を良好に予測するコード改良ができた。今後、計画中の多次元流動に着目した大型モデル試験の解析を行うとともに、実機での各種過渡におけるPCCS挙動を予測・評価する。

Vapor condensation and thermophoretic aerosol deposition of cesium iodide in horizontal thermal gradient pipes

丸山 結; 柴崎 博晶*; 五十嵐 実*; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純; 橋本 和一郎*; 中村 尚彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.433 - 442, 1999/05

https://doi.org/10.3327/jnst.36.433

原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、軽水炉のシビアアクシデント時における原子炉冷却系配管内壁へのエアロゾル沈着挙動を明らかにするためにエアロゾル沈着試験を実施した。本試験では、水平直管から成る長さ2m及び内径約0.1mの試験部にヨウ化セシウムエアロゾルを導入した。高温の過熱蒸気雰囲気下においてもヨウ化セシウムの著しい分解は観測されなかった。本試験及びWINDFLOWコードを用いた熱流動解析の比較から、ヨウ化セシウムの空間沈着分布が自然対流に起因する二次流れの形成に強く影響されることが明らかとなった。主要沈着メカニズムは、エアロゾル搬送気体、試験部内壁の温度及び両温度の差に依存するヨウ化セシウム蒸気の凝縮及びエアロゾルの熱泳動であると評価した。

Analysis of residual heat removal process due to natural circulation in a water pool of a passive safety light water reactor

大貫 晃; 新谷 文将; 秋本 肇

PHOENICS J. Comput. Fluid Dyn. Its Appl., 9(3), p.326 - 342, 1996/09

日本原子力研究所(原研)で設計を進めている受動的安全炉JPSRの成立性を左右するものとして重力注水プール内での余熱除去過程がある。原研ではこの余熱除去過程の設計用解析ツールとしてPHOENICSコードを採用し、物性値ルーチンの整備及び各種物理モデル(界面せん断力、界面熱伝達及び壁面熱伝達)の組み込みを行った。次に現設計案の余熱除去能力を調べるため、このコードによる解析を行った。解析結果によると、余熱を有する流入蒸気流量の約半分が凝縮されず格納容器側へ放出された。今後、計算グリッドや時間ステップ幅の感度解析を実施すると共に、物理モデルの妥当性についても実験データにより検証する必要がある。