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論文

ROSA/LSTF tests and posttest analyses by RELAP5 code for accident management measures during PWR station blackout transient with loss of primary coolant and gas inflow

竹田 武司; 大津 巌

Science and Technology of Nuclear Installations, 2018, p.7635878_1 - 7635878_19, 2018/00

Three tests were carried out with LSTF, simulating accident management (AM) measures during PWR station blackout transient with loss of primary coolant under assumptions of nitrogen gas inflow and total-failure of high-pressure injection system. As AM measures, steam generator (SG) depressurization was done by fully opening relief valves, and auxiliary feedwater was injected into secondary-side simultaneously. Conditions for break size and onset timing of AM measures were different. Primary pressure decreased to below 1 MPa with or without primary depressurization by fully opening pressurizer relief valve. Nonuniform flow behaviors were observed in SG U-tubes with gas ingress depending on gas accumulation rate in two tests that gas accumulated remarkably. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in predictions of primary pressure, SG U-tube liquid levels, and natural circulation mass flow rates after gas inflow and accumulator flow rate through analyses for two tests.

論文

Numerical analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using 1D plant dynamic analysis code coupled with 3D CFD code

堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。

論文

Severe external hazard on hypothetical JSFR in 2010

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 早船 浩樹; 島川 佳郎*; 神島 吉郎*

Nuclear Technology, 192(2), p.111 - 124, 2015/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

JSFRに対する厳しい外的事象評価を行った。耐震設計としては安全上重要な機器が直近の強い地震に対して機能が維持できることを確認した。また、津波に対しては可能的な全交流電源喪失を評価した。

論文

ROSA/LSTF experiment on a PWR station blackout transient with accident management measures and RELAP5 analyses

竹田 武司; 大津 巌

Mechanical Engineering Journal (Internet), 2(5), p.15-00132_1 - 15-00132_15, 2015/10

An experiment on a PWR station blackout transient with accident management (AM) measures was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to primary system from accumulator tanks. The AM measures considered are SG secondary-side depressurization by fully opening safety valves in both SGs with start of core uncovery and coolant injection into the secondary-side of both SGs at low pressures. The primary pressure started to decrease when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the SG secondary-side coolant injection. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in SG U-tubes after accumulator completion. The RELAP5 code indicated remaining problems in the predictions of the SG U-tube collapsed liquid level and primary mass flow rate after gas ingress. The SG coolant injection flow rate was found to significantly affect the peak cladding temperature and the ACC actuation time through RELAP5 sensitivity analyses.

論文

ROSA/LSTF experiment on accident management measures during a PWR station blackout transient with pump seal leakage and RELAP5 analyses

竹田 武司; 大津 巌

Journal of Energy and Power Sources, 2(7), p.274 - 290, 2015/07

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves (SVs) in both SGs and primary-side depressurization by fully opening SV in pressurizer with the start of core uncovery and coolant injection into the SG secondary-side at low pressures. The decrease was accelerated in the primary pressure when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes after accumulator completion. Remaining problems in the RELAP5 code include the predictions of pressure difference between the primary and SG secondary sides after the gas inflow.

論文

ROSA/LSTF experiment on AM measures during a PWR station blackout transient with pump seal leakage and RELAP5 POST-TEST analysis

竹田 武司; 大津 巌

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with the TMLB' scenario and leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves (SVs) in both SGs and primary-side depressurization by fully opening SV in pressurizer with the start of core uncovery and coolant injection into the SG secondary-side at low pressures. The decrease was accelerated in the primary pressure when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes. The RELAP5 code indicated remaining problems in the predictions of the primary pressure and SG U-tube collapsed liquid level.

論文

Analysis of pressure- and temperature- induced steam generator tube rupture during PWR severe accident initiated from station blackout

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。

報告書

長時間のROSA-V全交流電源喪失実験における加圧器構造材と冷却材の熱的相互作用に関する研究

鈴木 光弘

JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB

本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。

論文

SCDAP/RELAP5 analysis of station blackout with pump seal LOCA in Surry plant

日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(6), p.527 - 538, 1995/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.9(Nuclear Science & Technology)

PWRの全交流電源喪失事故時には、ポンプシール冷却水の停止によりシールが破損する(S3-TMLB'シーケンス)可能性がある。SNLが行ったSurry炉のMELPROG/TRACコード解析では、シール破損により1次系が減圧され、蓄圧水注入と炉心部冷却により圧力容器(RPV)破損が大幅に遅れることが示された。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いこれを検証するとともに、原研のROSA-IV計画における実験結果と解析結果を比較した。その結果、1)S3-TMLB'中にループシール解除が起きる可能性は高いが、それによる事故進展の遅れは僅かである。2)蓄圧水注入によりRPV破損は約1時間遅れるが、蓄圧水が自動的に注入される可能性は低い。従って1次系強制減圧操作が望まれる。3)SCDAP/RELAP5解析では、MELPROG/TRACが予測した大幅なRPV破損時刻の遅延は起きなかったが、その原因として、ノーディング、解析モデルに差があることを明らかにした。

論文

Secondary bleed and passive feed during PWR station blackout(TMLB) transient; Experimental simulation at full pressure and temperature

安濃田 良成; 片山 二郎*; 久木田 豊; R.Mandl*

Power Plant Transients,1992; FED-Vol. 140, p.89 - 96, 1993/00

ROSA-IV/LSTF装置を用いて、全電源喪失時の2次系減圧操作に関する実験を行った。原子炉の全電源喪失事故は、極めて起こりにくい事故ではあるが、原子炉リスクを考えるうえで重要である。本事故シナリオでは、発電所外および所内の全ての動力用電源(非常用電源も含む)が使用不能であり、かつタービン駆動補助給水系が不作動であると仮定した。この様な事故がシビアアクシデントに拡大することを防止する手段として、2次系減圧操作の有効性について実験した。この操作は、給水ポンプ停止後も給水ラインに残留している未飽和水が減圧沸騰する際の体積膨張によって、蒸気発生器2次側に噴出する効果を利用するものである。実験では、この操作によって、1次系圧力が急低下し、加圧器内に保持されていた1次冷却材が減圧沸騰により押出され、炉心に移行した。その結果、炉心は冠水し、冷却が維持された。

論文

Pressurized water reactor station blackout; Experimental simulation in the ROSA-IV LSTF

久木田 豊; 安濃田 良成; 浅香 英明; F.Serre*

Power Plant Transients; 1990, p.7 - 14, 1991/00

PWRの全電源喪失事故(TMLBシーケンス)を模擬した実験をROSA-IV LSTF装置において実施し、計算コードRELAP5/MOD2及びCATHARE-1を用いて実験後解析を行なった。実験においては、まず蒸気発生器2次側冷却材が炉心崩壊熱のために過源開始後約5000秒で完全に蒸発して蒸気発生器による原子炉冷却機能が失われ、その後、1次系の圧力上昇により加圧器安全弁から1次系冷却材が流出して、過渡開始後9700秒で炉心露出が開始した。計算コードによる解析は実験結果をおおむね良好に再現したが、蒸気発生器2次側の水位の計算に若干の問題がみられ、これが1次系の挙動の予測に影響をおよぼした。

報告書

扁平二重炉心型高転換軽水炉の安全評価解析; 大破断LOCAおよび外部電源喪失ATWS

末村 高幸*; 岩村 公道; 大久保 努; 平賀 富士夫; 村尾 良夫

JAERI-M 90-047, 37 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-047.pdf:1.09MB

原研においては、ウラン資源の有効利用と共に安全性を向上させた扁平二重炉心型高転換軽水炉の研究が進められている。本炉を対象として、代表的な安全解析項目として大破断LOCA及び外部電源喪失ATWSの解析を実施した。評価コードとしては、最適予測コードJ-TRACを用いた。大破断LOCA解析における最高被覆管温度は899$$^{circ}$$Cであり現行のPWR安全評価基準1200$$^{circ}$$Cを十分に下回った。また、外部電源喪失ATWS解析では1次系(加圧器)最高圧力が18.7MPaと、これも現行PWR安全評価基準20.6MPaを十分下回った。以上の結果から本炉は熱水力学的に十分な成立性を持つことが明かとなった。

論文

Core meltdown accident analysis for a BWR plant with MARK I type containment

石神 努; 浅香 英明; 小林 健介; 堀井 英雄*; 千葉 猛美*

Source Term Evaluation for Accident Conditions, p.733 - 744, 1986/00

BWR(マークI型格納容器)プラントにおける2つの代表的炉心溶融事故、全交流電源喪失事故(TB')と崩壊熱除去機能喪失事故(TW),をRETRAN02及びMARCH1.0を用いて解析した。炉心露出や格納容器破損など公衆への安全に脅威となる事象の発生時刻を推定するとともに、運転員による回復操作の効果について検討した。 TB'では、直流電源持続時間を7時間とした場合炉心露出開始までの時間が約8時間、格納容器破損までの時間が約13時間と推定される。それまでに交流電源が回復すれば格納容器の健全性を保つことができる。TWでは、格納容器破損までの時間が約26時間と推定される。それまでに残留熱除去系が回復すれば、格納容器並びに炉心の健全性を保つことができる。

論文

炉心溶融事故時の格納容器内熱水力挙動の感度解析

小林 健介; 堀井 英雄*; 石神 努; 千葉 猛美*

日本原子力学会誌, 27(1), p.56 - 65, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:74.87(Nuclear Science & Technology)

炉心溶解事故の一例として、米国Brownsferry1号炉の全交流電源喪失事故を対象に格納容器内熱水力挙動の感度解析を行った。このシーケンスは、事故初期段階のみ直流電源が使用可能であると仮定するため、いずれは炉心溶融に至る苛酷なものである。MARCH1.0コードを使用した。感度解析においては、重要と思われるいくつかの入力パラメータをそれぞれ独立に上限値、下限値に設定して計算を行い、標準値に対する変動幅を調べた。以上の感度解析を通じて、何らかの回復措置を採らなければ格納容器は過温破損に至るが、これはMARCHコードに内臓されたデブリーコンクリート相互作用の解析結果モデルと格納容器破損モードに関わる入力パラメータに強く依存していることを示した。また、解析結果に大きな影響を及ぼす重要な入力パラメータを摘出し、今後実施が望まれる実験等、いくつかの課題をまとめた。

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