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鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(1), p.55 - 64, 2006/01
被引用回数：10 パーセンタイル：56.09(Nuclear Science & Technology)原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系不作動時にアクシデントマネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系(AIS)から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。AISからガス流入がない場合の計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガス流入を想定した計装管10本破断実験では、SG伝熱管の凝縮熱伝達が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定した実験では、炉心露出以前にLPIが作動し長期冷却の可能性を示した。これらのガス流入によるSG伝熱管内凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえ、AM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。
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。
鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10
原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系(HPI)不作動時にアクシデント・マネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。蓄圧注入系からのガス流入がない場合を想定したコールドレグ0.18%破断に相当する計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG2次系減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガスの流入を想定した計装管10本破断実験では、SG U字管の凝縮熱伝達率が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定したパラメータ実験では、炉心露出以前にLPIが作動して長期冷却の可能性を示した。このようなガス流入によるSG伝熱管内の凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえAM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。
日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00
シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。
浅香 英明; 安濃田 良成
混相流, 17(2), p.116 - 125, 2003/06
原研ROSA-V計画のもとで、LSTF装置を用いた総合実験とREALP5/MOD3コード解析により、加圧水型原子炉(PWR)の高圧ECCS注入機能喪失に伴う小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)時におけるSGの2次系強制冷却の有効性にかかわるパラメータの体系的評価手法を示し、運転操作の判断根拠を定量的に明らかにし、運転員が把握できる情報、すなわち減圧速度と減圧開始時間のみで操作の指針となるチャートを開発した。さらに、従来のLOCA解析コードでは、SG伝熱管の入り口においてのみCCFLが発生するようにモデル化されていたため、長い液柱の形成が予測されなかった。それに対し、CCFL条件判別式を伝熱管入口だけではなく全体に適用するようモデル化することにより、安全上重要な2次系強制冷却操作によって伝熱管内に形成される水柱の高さ及び保持時間を良好に再現できることなど、ROSA-V計画におけるシビアアクシデント防止に関するアクシデントマネージメント研究の主要な成果を紹介している。
与能本 泰介; 安濃田 良成
IAEA-TECDOC-1149, p.233 - 246, 2000/05
原研では、受動安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いた進めている。これまで、おもに、蒸気発生器(SG)二次側自動減圧系(SADS)と重力注入系(GDIS)を組み合わせて使用する安全系の特性を検討している。この安全系では、SG二次側を除熱源とし自動循環冷却することにより一次系を減圧し、GDISにより長期炉心冠水を維持する。実験結果は、SADSのみで一次系圧力をGDIS作動圧力0.2MPaまで減圧でき、その後、安定した長期冷却が達成できることを示した。この間SG伝熱管群において非一様流動が見られたが、この効果はSG伝熱面積を実効的に減少させるものであるため、これを考慮しないRELAP5解析では、減圧速度を過大評価するとともに安定な低圧自然循環を再現できなかった。そこで、非一様効果の原因を検討し、自然循環挙動予測のための簡易計算手法を提案するとともに、その有効性を確認した。
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。
浅香 英明; 大津 巌; 安濃田 良成; 大貫 晃; 久木田 豊*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(2), p.113 - 119, 1998/02
被引用回数：10 パーセンタイル：63.01(Nuclear Science & Technology)原子炉冷却系の減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。特にPWRの2次系減圧操作は、1次系の冷却材損失を防ぎつつ炉心冷却を促進できる観点から注目されている。PWR小破断LOCA時に高圧注入系の全系統が不作動の場合について、2次系減圧速度と破断面積が炉心水位挙動に与える影響についてLSTF実験とREFLA/TRACコードによる解析により調べた。その結果、2.5%以下の任意の破断について、炉心の著しい温度上昇を防ぐためには約200K/h以上の2次系減圧操作が必要であることを明らかにした。また、2次系減圧操作時における1次系内の特徴的な熱水力挙動を明らかにした。
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：31.46(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。
浅香 英明; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(2), p.101 - 110, 1995/02
被引用回数：18 パーセンタイル：82.89(Nuclear Science & Technology)原子炉冷却系の減圧操作は、種々の事故シナリオにおいて炉心の冷却を維持する上で有効であると考えられている。本報は、PWRの小破断LOCA時における蒸気発生器(SG)2次側の意図的減圧操作のもたらす結果について、ROSA-IV/LSTF装置を用いて実験的に調べたものである。実験では、炉心上部が露出した直後に運転員がSG2次側逃し弁を開固定した。その結果、1次系圧力は、2次側圧力に追随しながら蓄圧注入系(ACC)の注入圧力まで低下した。しかし、この減圧操作により圧力容器内の冷却材の一部が減圧SG側ループ内に移動し蓄積するため、炉心水位が低下すること(悪影響)も明らかになった。原研改良版RELAP5/MOD2コードにより1次系及び2次系の圧力挙動が良く予測できた。
