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竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
制御棒駆動装置貫通ノズルの周方向のクラックは、PWRの小破断LOCAを引き起こす可能性がある。しかし、原子炉容器上部ヘッド小破断LOCAに関する実験的及び解析的研究は少ない。このため、LSTFを用いて、破断サイズ0.5%の上部ヘッド小破断LOCA模擬実験を行った。実験において、上部ヘッドにおける蓄水が、破断流量を制御する現象となることを見いだした。制御棒案内管の貫通孔近傍が蒸気中に露出するまで、制御棒案内管を介して、上部プレナム内の冷却材は上部ヘッドに流入した。また、二相流放出過程において、上部ヘッドコラプスト水位の振動現象が見られた。RELAP5/MOD3コードは、二相流放出過程における破断流量を過大評価し、実験より早く炉心のボイルオフが開始した。そこで、二相流放出過程における放出係数を破断流量の測定値と比較し補正することにより、上部プレナムと炉心のコラプスト水位は実験結果とよく一致した。この二相流放出係数を用いて、高圧注入系不作動条件下で破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1.5
2.5%の場合、1次系圧力が蓄圧注入系の作動圧力まで低下することにより、炉心の温度上昇が抑制される可能性があることを示した。
田坂 完二; 安達 公道; 傍島 真; 早田 邦久; 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 斯波 正誼
Nuclear Technology, 45(2), p.121 - 139, 1979/00
被引用回数：0本稿は、商用PWRの新型ECCSとして提案された上部ヘッド注入系(UHI)の効果を調べるために、ROSA-II試験装置を用いて行ったLOCA/ECCS模擬試験の結果に関するものである。10回の試験結果から次の特徴的現象がみられた。1)上部ヘッド内エンプタイイングの早期開始。2)注入されたUHI水の大部分は上部プレナムから破断ループへ流出し、炉心冷却は改善されなかった。3)高温UHI水による炉心冷却の改善。これらの点は商用炉の解析結果では予測されていなかったものである。本稿は、上記諸現象が、1)上部ヘッド内におけるUHI水の不完全混合、2)冷水と高温蒸気の接触による激しい凝縮減圧効果、という2つの本質的物理現象に起因した事を明らかにし、かつ商用炉とROSA-II試験装置の違いが及ぼすLOCA現状の違いについても検討した。最後に、上記結果およびnon-UHI試験結果を総合して、より有効な改良ECCS注入方式について提案を行った。
斯波 正誼; 安達 公道; 岡崎 元昭*; 田坂 完二*; 鈴木 光弘; 傍島 真*; 松本 巖; 村田 秀男; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; et al.
JAERI-M 6707, 169 Pages, 1976/09
ROSA-II試験装置に上部ヘッド注入系(UHI)およびUHI用の各種炉内構造物を取付けて、UHI付きPWRの冷却材喪失事故(LOCA)における一次系内の熱水力学的挙動の基本的な特性について実験的に確認した。9RUNの低温側配管最大口径両端破断実験および1RUNの中口径部分破断実験を行ない、次の2つの事実を明らかにした。(1)上部ヘッド内の流体の混合は完全ではない。(2)蒸気またはニ相流体中への冷水の注入は大きな擬縮域圧をひきおこす。これらの事実は、LOCA時の一時系内の流れのパターンに強く影響する。
