Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-03; 0.2% pressure vessel bottom break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2024-014, 76 Pages, 2024/12

JAEA-Data-Code-2024-014.pdf:4.0MB

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:SB-PV-03)が2002年11月19日に行われた。ROSA/LSTFSB-PV-03実験では、加圧水型原子炉(PWR)の0.2%圧力容器底部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(ECCS)である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両蒸気発生器(SG)二次側減圧を安全注入設備信号発信後10分に一次系減圧率55K/hを目標として開始し、その後継続した。さらに、AM策から少し遅れて両SG二次側への30分間の補助給水を開始した。ACCタンクから一次系への窒素ガスの流入開始まで、AM策は一次系減圧に対して有効であった。ACC系から両低温側配管への間欠的な冷却材注入により、炉心水位は振動しながら回復した。このため、炉心水位は小さな低下にとどまった。窒素ガスの流入後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。窒素ガス流入下におけるSG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(908K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、ECCSである低圧注入(LPI)系から両低温側配管への冷却材注入により、全炉心はクエンチした。LPI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/LSTFSB-PV-03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。

Thermal-hydraulic characteristics of coolant in the core bottom structure of the High-Temperature Engineering Test Reactor

稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 井岡 郁夫*; 鈴木 邦彦*

Nuclear Technology, 99, p.90 - 103, 1992/07

https://doi.org/10.13182/NT92-A34706

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)を用いた混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM(-2方程式乱流モデル)による解析を行った。実験は、中心1領域又は周辺2領域のヘリウムガス温度を他領域のヘリウムガス温度よりも高く設定し、高温プレナム及び出口管内での温度分布を測定した。その結果、ヘリウムガスは炉床部及び出口管内でよく混合され、HTTRの下流に設置された中間熱交換器等は、ホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。

HTTR炉床部内の冷却材混合試験,第2報; ミキシングプロモータ無し

稲垣 嘉之; 宮本 喜晟

JAERI-M 91-002, 22 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-002.pdf:0.74MB

高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部内の冷却材の混合及び流動特性を調べるため、炉床部の約1/7スケールモデルのプレナム温度混合試験装置を製作して混合実験を行なった。作動流体は水、試験条件は試験部入口での水の温度差が20~40C、出口管基準のレイノルズ数が43,000~83,000である。本試験では、プレナム内にある円盤状のミキシングプロモータの混合促進効果を定量的に評価するため、ミキシングプロモータを取り外して試験を行い、ミキシングプロモータを設置した状態の試験結果と比較を行ってその効果を検討した。その結果、HTTRでは、ミキシングプロモータの有無にかかわらず、加圧水冷却器や中間熱交換器等の周辺機器は、ホットストリークの影響をほとんど受けないことが明らかになった。また、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行い、解析結果が実験結果とよく一致することを確認した。

Thermal mixing test of coolant in the core bottom structure of a High Temperature Engineering Test Reactor

稲垣 嘉之; 功刀 資彰; 宮本 喜晟

Nucl. Eng. Des., 123, p.77 - 86, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(90)90272-Y

高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部内の冷却材の温度混合特性を調べるため、高温プレナム及び出口管等の炉床部の約1/7スケールの試験モデルを用いて混合実験を行った。試験流体は水・試験条件は試験部入口での水の温度差が20~40C、出口管基準のレイノルズ数が40000~100000で高温プレナム内及び出口管内の混合水の温度分布を調べた。中心の入口管(HTTR炉心の中心領域に担当)に高温水を流した場合は、高温プレナムで十分に混合が行われ、周辺の入口管(炉心の周辺領域に担当)に高温水を流した場合には、高温プレナム内での混合が不十分であり、出口管で混合が行われることを確認した。また、数値解析と実験結果の比較を行い、数値解析の妥当性を確認した。更に、高温プレナム内にある混合促進板を取外して実験を行い、混合促進板の混合効果を調べた。

HTTR炉庄部構造内における冷却材の混合実験及び数値解析

稲垣 嘉之; 功刀 資彰; 宮本 喜晟

日本機械学会論文集,B, 55(514), p.1692 - 1697, 1989/06

本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の1/7スケールモデルによる実験(試験流体は水)と3次元熱流体解析コードSTREAMによる解析結果との比較検討を行ったものである。

多目的高温ガス実験炉の炉床断熱構造物の特性試験

稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 菱田 誠; 田中 利幸

日本原子力学会誌, 27(12), p.1133 - 1135, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.27.1133

多目的高温ガス実験炉(VHTR)の炉床部には、黒鉛及び炭素等から成る断熱構造物が使用される。この断熱構造物は、炉心重量を支持すると共に低合金鋼を使用したサポートプレートを高温プレナム部に流出する約950Cのヘリウムガスから断熱し、使用温度を約500Cとする機能を果たす。また、断熱部材料は極めて過酷な条件下で長時間使用されるため、高温高圧下でも寸法安定性、圧縮強度、耐腐食性及び断熱性能が優れていることが要求される。そこで、実験炉の1領域分を模擬した約1/2スケールの炉床断熱部の試験装置を製作し、断熱特性試験を実施した。使用した炭素材は、実験炉の有力な候補材である西独SIGRI社のASR-1RBである。試験の結果、炭素層の熱伝導率は実験炉の要求値12w/m-kをほぼ満足する値であり、また、炭素ブロック1層当たりに約140Cの温度差を与えたが損傷は認められず、実験炉で使用可能な見通しを得た。