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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2018-004, 64 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2018-004.pdf:3.33MB
LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復するとともに、一次系と破断ループSG二次側の圧力は均圧した。放射性物質の大気放出に関して、健全ループSGのRV開放後、破断ループSGのRVは一回開いた。実験中、炉心は飽和ないしサブクール水で満たされた。健全ループSGのRV開放後、健全ループで顕著な自然循環が継続した。また、特に両ループのHPI系から高温側配管への冷却材注入時に高温側配管での顕著な温度成層が生じた。一次系と破断ループSG二次側の圧力が均圧後、健全ループ一次系冷却材ポンプの再起動による冷温停止状態を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-SG-10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。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2016-004, 59 Pages, 2016/07
JAEA-Data-Code-2016-004.pdf:3.34MB
LSTFを用いた実験(実験番号: TR-LF-07)が1992年6月23日に行われた。TR-LF-07実験では、PWRの給水喪失事象を模擬した。このとき、一次系フィード・アンド・ブリード運転とともに、補助給水系の不作動を仮定した。また、蒸気発生器(SG)の二次側水位が3mまで低下した時点でSI信号を発信し、その後30分で加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放による一次系減圧を開始した。さらに、SI信号発信後12秒でPZRの有るループの高圧注入系(HPI)の作動を開始し、一次系圧力が10.7MPaまで低下した時点でPZRの無いループのHPIの作動を開始した。一次系とSG二次側の圧力は、PZRのPORVとSGの逃し弁の周期的開閉によりほぼ一定に維持された。PORVの開放にしたがい、PZRの水位が大きく低下し始め、高温側配管では水位が形成した。HPIの作動により、PZRと高温側配管の水位は回復した。一次系圧力はSG二次側圧力を下回り、両ループの蓄圧注入系(ACC)が作動した。炉心露出が生じなかったことから、PORV, HPIおよびACCを用いた一次系フィード・アンド・ブリード運転は、炉心冷却に有効であった。本報告書は、TR-LF-07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。
竹田 武司; 大貫 晃*; 金森 大輔*; 大津 巌
Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, p.7481793_1 - 7481793_15, 2016/00
被引用回数：2 パーセンタイル：16.63(Nuclear Science & Technology)Two tests related to a new safety system for PWR were performed with ROSA/LSTF. The tests simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 2-inch diameter break using an early steam generator (SG) secondary-side depressurization with or without release of nitrogen gas dissolved in accumulator (ACC) water. The pressure difference between the primary and SG secondary sides after the actuation of ACC system was larger in the test with the dissolved gas release than in the test without the dissolved gas release. No core uncovery and heatup took place because of the ACC coolant injection and two-phase natural circulation. The RELAP5 code predicted most of the overall trends of the major thermal-hydraulic responses after adjusting a break discharge coefficient for two-phase discharge flow under the assumption of releasing all the dissolved gas at the vessel upper plenum.
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。
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; 久木田 豊
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.197 - 202, 1991/00
高圧注入系の不作動を伴うPWR小破断冷却材喪失事故(LOCA)においては、1次系を減圧し蓄圧注入系の作動を促進することが炉心冷却維持のために有効である。本報ではLSTF装置において、コールドレグ0.5%小破断LOCA時に蒸気発生器(SG)2次側逃し弁(ARV)による減圧操作を行った実験の結果、及びRELAP5/MOD2コードによる解析結果について論じている。実験では、炉心露出が生じた時点(2140秒)で破断ループ逃し弁を開固定とした。減圧過程において破断ループSGにおける凝縮量の増加のため破断ループ内に凝縮水が蓄積し、また破断ループSG上昇流側に水のホールドアップを生じた。したがって、圧力容器内の保有水量の減少が減圧操作により一時的に促進された。破断流モデルと気液の相間摩擦計算手法を改良したRELAP5コードにより、実験に見られた1次系内の冷却材分布の複雑な変化と圧力挙動を良く再現できた。
國富 一彦; 中川 繁昭; 藤本 望; 新藤 雅美; 数土 幸夫
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.281 - 286, 1990/10
本報は、HTTRの減圧事故の解析についてまとめたものである。解析の結果、減圧事故時に炉容器冷却設備に単一故障を仮定した場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。また、炉容器冷却設備が不作動の場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。これは事故後の崩壊熱等に比較して高温ガス炉の特徴である炉心及び生体遮へいコンクリートの熱容量が大きいことによるものである。
