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中村 秀夫; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nulear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.77 - 86, 1994/00
加圧水型原子炉(PWR)停止時に炉心を冷却する余熱除去(RHR)系が、1次系水位を水平配管付近に低下して行われるミッドループ運転中、何らかの原因で停止する事象について、ROSA-V/LSTF装置を用いて模擬実験を行った。本事象発生時には、空気等の非凝縮性気体が気相部を満たしている為、高圧の炉運転時に発生する冷却材喪失事故(LOCA)とは異なる複雑な熱水力現象が予想される。また、炉停止時にはECCSや主要な計測器が使用できない場合がある。実験は、1次系圧力境界に作業用開口部を仮定した場合を含めて7回行い、炉心内冷却材の沸騰開始までの時間余裕、その後の圧力上昇、蒸気移動、主冷却材分布及び炉心露出といった主要な熱水力現象に対する、非凝縮性気体、作業用開口部の有無や位置及び蒸気発生器2次側冷却材等の影響を明らかにした。本報告は、これらの結果をまとめたものである。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.9 - 16, 1993/00
これまで、PWRのミッドループ運転(原子炉停止時に、炉心崩壊熱を余熱除去系を用いて除去しつつ、一次系水位を水平配管付近まで下げて各種作業を行う)時に、余熱除去系が何らかの原因で停止し、炉心冷却材が沸騰する等、いくつかの事象例が報告されている。なお、ミッドループ運転時には、一次系は大気圧で室温に近く、気相部は非凝縮性ガス(空気又は窒素)で満たされている為、事象では、非凝縮性ガスが関与した複雑な熱水力挙動が発生する。ここでは、LSTF装置を用い、1次系に開口部が無い条件で実施した模擬実験の結果をまとめた。実験では、余熱除去系停止後、炉心沸騰、蒸気発生器(SG)での蒸気凝縮が生じたが、それに伴い、1次系気相部内の非凝縮性ガス(空気)がSG伝熱管内に蓄積されることが観察された。更に、簡単なモデルを用いた1次系の圧力予測を行い、1次側圧力を低く保つために、SGの2次側冷却材が重要な働きをすることを示した。
T.Chataing*; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.247 - 254, 1993/00
ウエスティングハウス社型PWR炉停止時の余熱除去系機能喪失事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験(TR-RH-02)につき、CATHARE 2、RELAP5/MOD3の2つのコードを用いた解析を、低圧、低炉出力、非凝縮性ガスが関与した条件でのコードの予測性能検証のため実施し、比較検討を行った。その結果、両コード共、ループシール水が排出される約2500秒まで実験結果を良く模擬した。ただし、炉心、ダウンカマ、コールドレグ、蒸気発生器2次側等で発生した多次元自然循環を1次元コードで予測する上で、ノーディングが重要な効果を持つと共に、2つの並行流路によるノーディングにより、定性的に模擬可能な場合があることを示した。更に、炉心部とダウンカマー間の伝熱、構造物壁面上での凝縮熱伝達が1次系の圧力上昇の予測に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
中村 秀夫; 片山 二郎; 久木田 豊
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 5, p.1333 - 1340, 1992/00
PWRのミッドループ運転時における余熱除去系機能喪失事象のLSTF装置による模擬実験を、RELAP5/MOD3コードを用いて解析した。解析は、コールドレグ5%破断相当の開口部を仮定した実験について行った。解析では、1次系圧力等の主要な実験結果が、ループシール水の排出の時点まで良く予測された。また、余熱除去系停止後の炉心冷却材の温度上昇等、多次元的な流動の関与したいくつかの現象についても、並行流路に分割する等の2次元的流動を考慮した計算を実施した結果、定性的に模擬することができた。更に、解析により、炉心及び上部プレナムとダウンカマの間での蒸気凝縮を伴う熱移動の模擬が、1次系圧力の予測に不可欠であることが明らかとなった。ただし、コードは炉心ボイド率を過大評価した為、炉心部水位が常に上部プレナム内に保たれ、実験で観察された炉心露出を模擬できなかった。
中村 秀夫; B.Noёl*; 安濃田 良成; 久木田 豊
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.209 - 214, 1991/00
原子炉停止後、一次系冷却材を一部排出し水位を形成した状態で各種のメインテナンスを実施(ミッドループオペレーション)時に、炉心崩壊熱を除去する余熱除却系が、停電又はポンプのキャビテーション等の原因で機能を喪失するという事象がいくつかの原子炉で発生した。その結果、いくつかの炉では炉心冷却材が沸騰し、長期の余熱除却喪失が炉心露出を引き起こす可能性が有ることを示唆した。原研で、この様な余熱除却喪失事象をROSA-IV/LSTFで模擬し、低温側配管に開口部が有る場合、ループシールクリアリングとボイルオフの2つの原因による炉心露出を観察した。更に、一次系での非凝縮性ガス(空気)が蒸気発生器の細管内での蒸気凝縮挙動に大きな影響を与え、その結果、一次系の圧力挙動やループシールクリアリング挙動等が影響を受けた。CATHARE2コードを用いた実験後解析は、定性的に良好な結果を示した。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.497 - 503, 1991/00
ROSA-IV/LSTFを用いて、原子炉停止後のミッドループオペレーション(1次系水位を低下させて各種メインテナンス作業)実施中の余熱除去(RHR)喪失事象を模擬した実験を実施した。ここでは、開口部やレグ閉鎖部の位置、蒸気発生器(SG)2次系冷却材の有無をパラメータとした3例の実験結果についてまとめた。実験では、いずれも炉心が沸騰して1次系が加圧され、その後連続的に、炉心露出を伴うループシール解除や長期間の炉心ボイルオフ等が観察された。その際2次系冷却材は、沸騰する炉心で生じる蒸気のSG細管内での蒸気凝縮を促進し、1次系冷却材の保持および圧力昇速度低下に有効となることが観察されたが、同時に事象発生時に1次系気相部を満たしていた非凝縮性ガス(空気)が、SG細管内での蒸気凝縮を強く防げる効果が有ることがわかった。