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。

Results of 0.5% hot-leg break loss-of-coolant accident experiments at ROSA-IV/LSTF; The effect of break orientation

浅香 英明; 久木田 豊; 与能本 泰介; 田坂 完二*

Nuclear Technology, 96, p.202 - 214, 1991/11

https://doi.org/10.13182/NT91-A34606

PWRのホットレグ小破断LOCA時における破断流量ならびに1次系内熱水力挙動の時間変化に対する破断口向きの影響を、ROSA-IV/LSTF実験結果に基づいて論じている。実験は、実炉における2インチ相当の破断口径を模擬し、破断口向きがホットレグ水平配管の上向き、横向きおよび下向きの、それぞれ3ケースについて実施した。1次系内熱水力挙動は、3実験で定性的に同じであった。しかし、破断流の相違により、炉心水位下など、主要事象の発生時刻は破断向きにより大きく相違することが明らかになった。本実験はRELAP5コードにより解析された。RELAP5の原型版による結果は定性的にも不十分であった。破断流モデルの改良により、3つの実験結果とその相違をほぼ定量的に再現できることを示す。

Small break experiments LP-SB-1 and LP-SB-2 results and calculations

田坂 完二*; 安濃田 良成; 久木田 豊

The OECD/LOFT Project; Achievements and Significant Results, p.145 - 163, 1991/00

OECD LOFT計画のLP-SB-1及びLP-SB-2実験は、PWRのホットレグ3インチ管破断を模擬した実験で、1次冷却材ポンプの運転と継続した場合と停止した場合の相違を調べるために行われた。ポンプを早期に停止した場合には、破断口露出以前の破断流量が多いが、破断口露出のタイミングは、ポンプの運転を継続した場合に比べかなり早い。破断口が露出した後は、破断流量は極端に少なくなるため、ポンプの運転を継続した方が破断流量が多くなる。こうした現象は、ホットレグ内の二相流が相分離により層状流になるためであるが、従来の計算コードでは予測が不十分であった。しかし、二相流動様式遷移およびoff-take (Pull-throghおよびエントレインメント)モデルを改良することにより、予測性を改善することができた。しかしながら、これらの現象に関する計算コードの予測精度にはさらに改良の余地がある。

Data report for ROSA-IV/LSTF 5% hot leg break experiment Run SB-HL-01

久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-225.pdf:3.53MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

ROSA-II 試験データ報告,11; 炉心流れに及ぼす面積配分破断および循環ポンプの効果; Runs 327,328,329,330

ROSAグループ*

JAERI-M 7505, 162 Pages, 1978/02

JAERI-M-7505.pdf:3.82MB

本報は、加圧水型原子炉において想定される冷却材喪失事故の模擬試験として行われた一連のROSA-II試験の中で、高温側配管破断における破断口面積の配分および循環ポンプが炉心冷却に及ぼす影響を検討した試験(Run327,328,329,330)のデータ報告である。これら4Runはほぼ同じ初期流体条件、ECCS作動条件、炉心発熱条件、および二次系条件の下で行なわれた。主な結論は以下の通りである。(1)各4Runは、高温側配管における両端ギロチン破断(Run419)に比べ、破断直後の燃料温度上昇とACC水注入後比較的早い時期の炉心再冠水という同様のパターンを示した。(2)最大破断口径に比べ蒸気発生器側破断口径を小さくした場合は上記Run419より炉心冷却はよくなり、一方、圧力答器側の破断口径を小さくした場合には炉心冷却は改善されていない。(3)循環ポンプを破断後15秒間回転させた場合、低温側配管破断の場合のポンプ効果より小さな影響が生じた。