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報告書

Experimental study on secondary depressurization action for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-03)

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2005-014, 170 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-014.pdf:7.64MB

大型非定常試験装置(LSTF)を使用したROSA-V計画において、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)模擬実験を実施し、高圧注入系(HPI)不作動時に重要なアクシデント・マネージメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。LSTFはウェスティングハウス社の4ループPWR(3423MWt)を実高,容積比1/48で模擬する装置である。この実験(SB-PV-03)では、PWRコールドレグ0.2%破断に相当する原子炉容器底部計装管10本破断を模擬し、HPIの不作動と蓄圧注入系(AIS)からの非凝縮性ガス流入を想定し、定率-55K/hでの2次系減圧と30分間の補助給水(AFW)作動を運転員のAM操作として実施した。その結果、これらのAM操作はAIS注入終了圧力1.6MPaまでは1次系減圧に効果的であったが、その後、非凝縮性ガスが流入したため減圧効果は低下した。このため低圧注入系(LPI)の作動開始が遅れ、破断口では水流出が継続していたので全炉心露出に至った。本報ではこれらの熱流動現象に加え、1次系保有水量の推移及びAM操作と関連づけた炉心加熱挙動、1・2次系間の熱伝達及び1次系ループへの非凝縮性ガス流入等に関する解析結果について述べる。

報告書

ROSA/LSTF experiment report for RUN SB-CL-24; Repeated core heatup phenomena during 0.5% cold leg break

鈴木 光弘; 安濃田 良成

JAERI-Tech 2000-016, p.173 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-016.pdf:7.25MB

本報告は大型非定常実験装置(LSTF)において実施した0.5%低温側配管破断LOCA実験結果をまとめ、2次系減圧操作の効果と炉心過熱事象が繰り返し発生する原因を明らかにしたものである。本実験(SB-CL-24)では、高圧注入系と蒸気発生器補助給水系が作動しない場合を想定し、蒸気発生器逃し弁開作動により1次系の減圧を促進した。この結果、蓄圧注入系が作動したが、低圧注入系の作動圧力(1.29MPa)まで1次系圧力が低下しないうちに2次系保有水が喪失して1次系は昇圧し、蓄圧注入系の停止後にボイルオフ状態で炉心の上半分が過熱状態になった。加圧器逃し弁等の1次系減圧操作で急減圧し、低圧注入系作動により炉心過熱状態は解消した。過渡条件下でループシールクリアリングは3回発生した。本報では、事故検出計装による炉心冷却不全事象の検出特性等についても詳細に評価した。

論文

Safety analyses of a passive safety light water reactor JPSR

新谷 文将; 岩村 公道; 吉田 啓之; 国井 克彦; 奥村 啓介; 村尾 良夫

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.299 - 305, 1996/00

原研では安全性の向上、運転・保守の人的負担の軽減を目指し、受動的安全炉JPSRの概念検討を実施している。本報では、JPSRで採用している受動的熱除去系の設計の妥当性を評価するために実施した除熱喪失事故と小破断冷却材喪失事故の解析結果についてのものである。除熱喪失事故については、Non-LOCA用として設置した上部RHRと格納容器冷却系が連成して作動することにより、炉心発生熱を大気へ放熱し、長期冷却が確保できることが示された。小破断LOCAでは、下部RHRの作動により一次系の減圧が促進され、早期の蓄圧注入系の作動に導くことにより、炉心冷却を確保できることが示された。

論文

Application of new coolant inventory tracking method to PWR small break LOCA simulation experiments at ROSA-IV/LSTF

鈴木 光弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.547 - 558, 1992/06

ウエスチングハウス・タイプの加圧水型原子炉を対象に考案した新しい一次系冷却材保有量検出方法について、原研の大型非定常試験装置で実施した種々の小破断冷却材喪失事故実験に適用した結果をまとめた。この方法の特徴は、炉心冷却不全事象(ICC)の発生前に一次系冷却材の減少を検出できる点にある。一次系冷却材保有量の検出は、全ての一次系ループにおいて蒸気発生器出口プレナムを含む垂直部分の水位を測ることにより、かつ、この水位と一次系冷却材保有量とを関係づける簡単な関係式を用いることにより、行なう。主たる検出範囲は、初期冷却材容積の30~60%である。既存の原子炉容器水位測定システムの持つ制約についても明らかにした。

論文

Application of new coolant inventory tracking method to PWR small break LOCA simulation experiments at ROSA-IV/LSTF

鈴木 光弘

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.311 - 317, 1991/00

本発表は、既に特許申請を行ったPWR事故時の新しい冷却材保有量検出方法の有効性を明らかにしたものである。この検証は、ウェスチングハウス社型PWRを高さ方向実寸、容積比1/48で模擬するROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)で実施された種々の小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)実験に適用して実施した。対象とした実験は、TMI模擬実験を含む5つの破断位置効果0.5%破断実験、及び破断面積の大きい5%破断実験など14件である。本発表では、(1)1次循環ループ(PL)水位計挙動が原子炉容器水位低下の予知に役立つ、(2)PL水位と1次系保有水量との間に簡単な関係が成り立ち、保有水量検出に役立つ、(3)米国で開発し実施されている原子炉容器内の水位計は炉心露出の前段階で長い不感帯を持つ、等について述べる。

報告書

扁平二重炉心型高転換軽水炉の小破断LOCA解析

平賀 富士夫*; 末村 高幸*; 岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫

JAERI-M 90-085, 51 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-085.pdf:1.24MB

原研では、ウラン資源の有効利用を目的とした扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の研究を進めている。本研究では、本炉の熱水力学的成立性検討の一環として、最適評価コードJ-TRACにより、圧力容器底部計測配管破断(コードレグ流路面積の0.5%相当)を想定した小破断時LOCA解析を実施した。解析結果によれば、蓄圧注入系が間欠的に作動する現象が見られたが、炉心水位は次第に回復し、最終的には放出流量と安全注入系からの注水量がほぼバランスして、炉心の長期冷却は確保された。また、燃料被覆管最高温度は1265Kとなり、現行軽水炉の安全評価基準値1473Kを下回っている。炉心温度上昇の抑制には、軸方向ピーキングファクターが小さいこと、及び上部プレナム内保有水量が多いために炉心露出が遅れることが寄与している。以上の結果より、小破断の観点からは本炉は熱水力学的な成立性を有すると考えられている。

論文

Core liquid level depression due to manometric effect during PWR small break LOCA; Effect of core bypass

刑部 真弘; 与能本 泰介; 久木田 豊; 小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(3), p.274 - 282, 1988/00

PWR小破断冷却水喪失事故(LOCA)実験の初期において、炉心水位が炉心底部近くまで押し下げられ、炉心ドライアウトが観察された。

論文

Effect of steam generator secondary inventory on reflux condensation

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 刑部 真弘; 川路 正裕; 田坂 完二

86-WA/NE-8, p.1 - 6, 1986/00

大型非定常試験装置(LSTF)はPWRを、高さを同一にし、体積を1/48に縮尺した、小破断LOCA及び異常過渡事象実験用の総合実験装置である。このLSTF装置において、炉心出力が5% および、2% の状態で、1次系内冷却材が減少し、蒸気発生器ではリフラックス凝縮熱伝達となっている状況下で、蒸気発生器2次側水位を低下させ、その炉心冷却へ与える影響を調べた。その結果、炉心出力が5%及び2%の場合、2次側水位がそれぞれ10%、及び6%に低下するまで蒸気発生器は1次系冷却に有効に働いた。また、2次側水位下の1次系から2次系への熱通過率は2.5$$pm$$1.0kw/m$$^{2}$$Kであった。この結果は、PWRの蒸気発生器による冷却限界を検討する際に、有用な手掛りとなるものと考えられる。

論文

Slug to annular flow transition during boiloff in a rod bundle under high-pressure conditions

刑部 真弘; 小泉 安郎; 与能本 泰介; 熊丸 博滋; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 98, p.69 - 76, 1986/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.3(Nuclear Science & Technology)

定常二相流試験装置を使った高圧でのボイルオフ実験を広いバンドル出力の範囲で行なった結果、2つのボイルオフパターンが観測できた。一方は、低バンドル出力でのボイルオフパターンで、おのおののロッドのドライアウト点が、あるバンドル高さ位置で生じた。これは、ドライアウト点が、平坦な気液二相流混合物レベルで決まるためと考えられた。他方は、高バンドル出力でのボイルオフパターンで、ドライアウト点はロッドにより高さ方向に大きく散らばり、明確な気液二相流混合物のレベルは観測できなかった。これは、ドライアウト点の下で、Slug流からAnnular流への遷移が生じているためと考えられた。さらに本研究では、Slug流からAnnular流への遷移予測モデルを提案した。このモデルでは、隣り合うロッド上の液膜の相互干渉がなくなったとき、初めてAnnular流が存在できると考えた。このモデルはTPTF実験結果をよく説明した。

報告書

System Description for ROSA-IV; Two-Phase Flow Test Facility(TPTF)

中村 秀夫; 田中 貢; 田坂 完二; 小泉 安郎; 村田 秀男

JAERI-M 83-042, 102 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-042.pdf:2.23MB

軽水炉の二相流現象を解明するための分離効果実験装置であるTPTF(小型定常二相流試験装置)の概要と計測についてまとめたものである。本稿の内容は、実験データの理解および解析のため不可欠である。TPTFでは、加圧水型原子炉での流体条件を実現するため、330$$^{circ}$$Cおよび約130気圧の高温高圧条件に耐えうるように主要機器、配管が設計してある。実験データ収録は高温高圧条件下において、水と蒸気を別々の専用ポンプにて試験部混合器に送り、試験部で必要な定常二相流条件を達成した後に行なわれる。試験の主パラメータは、圧力(30~120気圧)、クオリティ(0.0~1.0)、水または蒸気単相および二相流流量(120気圧、垂直試験部で、水210~8400kg/h、蒸気210~8400kg/h)、模擬炉心出力(0~81.7w/cm$$^{2}$$)である。

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