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論文

Thermal-hydraulic characteristics of a next-generation reactor relying on steam generator secondary side cooling for primary depressurization and long-term passive core cooling

与能本 泰介; 大津 巌; 安濃田 良成

Nucl. Eng. Des., 185(1), p.83 - 96, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:33.14(Nuclear Science & Technology)

PWRの冷却材喪失事故に対する新型安全系を検討するためROSA-V/LSTF装置を用いて総合実験を行った。検討した安全系は、次世代炉の安全系として検討されている二次側減圧系(SADS)や重力注入系(GDIS)などである。実験によりこのような安全系の特徴的な現象として、自然循環冷却による一次系減圧、蒸気発生器伝熱管群における非一様流動、安全注入水中の溶存ガスの蓄積、対向流制限による水の蓄積、GDIS動作を伴う長期的炉心冷却等が示された。これらの挙動に関するRELAP5/MOD3コードの予測性能を評価した結果、本コードは非一様流動挙動を考慮できないために、1MPa以下の圧力で減圧率を過大評価し、自然循環流量が過度に振動的に予測することが分かった。

論文

PWR small break Loss-of-Coolant-Accident Experiment at ROSA-V/LSTF with a combination of secondary-side depressurization and gravity-driven safety injection

与能本 泰介; 近藤 昌也; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(6), p.571 - 581, 1997/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:44.26(Nuclear Science & Technology)

小破断事故の影響緩和を目的とした二次系自動減圧と重力注入系(GDIS)の組み合わせ使用の有効性を、ROSA-V/LSTF装置を用いて2インチ配管破断実験を行うことにより検討した。この組み合わせは、いくつかの次世代加圧水型炉の設計において、使用されている。この実験では、現行炉の蓄圧安全注入系のかわりとして本研究で提案する減圧沸騰型安全注入系(FDIS)の試験も行った。その結果、1)二次系減圧により一次系はGDIS作動圧力にまで滑らかに減少する、2)FDIS作動による減圧阻害は見られない、さらに、3)自然循環流量は、一次系質量インベントリ、二次系温度の変化、さらに溶存ガスの析出による伝熱管での不凝縮ガスの蓄積に影響を受ける、ことを明らかにした。さらに、RELAP5/MOD3コードを用いた実験解析から、本コードは圧力挙動を良く予測するが、蒸気発生器伝熱管での非一様な流動挙動や、溶存ガス挙動に関するモデルを有しないために、自然循環流動を適切に予測できないことを明らかにした。

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