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JAERI-M reports, issued irregularly, describe the results of research works carried out jn JAERI. Inquiries about the availability of reports and thei

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(1)

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ROSA-II

試験データ報告・

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(2)

J A E R I - M reports, issued irregularly, describe the results of research works carried out jn J A E R I . Inquiries about the availability of reports and their reproduction should be addressed ia Division ol Technical Information, Japajj Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Naka-gun, Ibarjki-kcn, Japan.

この報告書は,日本原子力研究所が JAERi-Mレポートとして,不定期lに刊行している 研究報侍言!}です.入手,複製などのお間合わせは. 日本Jt,(1"力研究所絞術情報部(茨城山

m

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W:i年村)あて,お申しこしください.

JAERJ-M reports, issuピd irreguJarly, d白cribethe rt!sults of research works carried out

in jAERI. Inquiries about the aVili!ability of reports and their reproduction :;hould Lt:

addressedLO DivIsioJ1o[Technical lnEormation, JelpaJJ Atomic Encrgy Research Institute,

(3)

JAERI-M 7737

R O S A - n a S t f - ? « £ - • 1 3

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-(Runs 502, 505, 506, 507)

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( 1978 ^ 6 fl 6 H f a )

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AE R 1 -M 77 37 ROSA-II試験データ報告・ 13 ー改良型ECCS注入方式ー (Runs 502. 505. 506. 507) 日本原子力研究所東海研究所安全工学部 安全工学第一研究室ROSAグループ ( 1978年 6月 6日受煙) 本報は加

E

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水型炉 (PWR )の冷却材喪失事故 (LOCA)の模擬試験であるROSA--II試験の 結果の一部をまとめたものである。各Run(502. 50!j. 506. 507)の実験条件,実験データ および現象の解釈が示されている。 自1来の低温側配管注入を基本としたECCSの注入方式よりも有効性の高い注入方式の開発試 験を行った。その結果低温側破断iζぢt

7ブローダウン早期に高温水を上部プレ十ム(C注入し. 続いて低温の蓄圧注入系をF部プレナムlζ注入するのが綾も炉心冷却(r:有効である乙とが確めら れた。また低圧注入系は l~] 温出11 配管 fC 注入するのが,直接的な冷却効果と早期冠水のためによい ことが明らかにされた。 実炉IL対する一般化のためには信頼性のあるコードによる解析が必要とされよう。 安全工学第一研究室ROSAグループ 研究グループ:傍島 真,安達公道,鈴木光弘.岡崎元昭,斯波正誼 実験グノレープ:宮本善夫,村田秀男,千葉辰央,伊藤秀雄,大島秀機

(4)

JAERI-M 7737

ROSA-II Test Data Report- 13

-Improved ECCS Injection

Method-(Runs 502, 505, 506, 507)

ROSA Group, Reactor Safety Laboratory 1

Division of Reactor Safety,

Tokai Research Establishment, JAERI

(Received June 6 , 1978)

Results of the ROSA-II test simulating a loss-of-coolant

accident(LOCA) in a PWR are presented, including test condi­

tions and interpretations of phenomena observed in test runs

502, 505, 506 and 507.

Development tests were performed to find a more effective

ECCS injection method than the existing one based on cold leg

injection. A combined injection of hot water into upper plenum

in early stage of blowdown and subsequent cold water into lower

plenum is the most effective method for a cold leg break. A hot

leg injection of a low pressure injection system is effective

for direct core cooling and early reflooding. The generalization

for actual reactors will require analyses with a reliable code.

Keywords: LOCA, PWR, ROSA-II, Cold Leg Break, Improved ECCS,

Plenum Injection, Core Cooling, Reflooding, Blowdown

ROSA Group, Reactor Safety Laboratory 1

Analysis Group : M. Sobajima, H. Adachi, M.Suzuki,

M. Okazaki, M. Shiba

Experiment Group : Y. Miyamoto, H. Murata, T. Chiba,

H. Itoh, H. Osaki

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JAERI

M 7737

ROSA-

工工

Test Data Report. 13

-Improved ECCS

njection

Method-(Runs 502

505

506

507)

ROSA Group

Reactor Safety Laboratory 1

Division of Reactor Safety

Tokai Research Estab1ishment

JAER

(Received June 6

1978)

Resu1ts of the ROSA-I

test simu1ating a 1oss-of-coo1ant

accident(LOCA) in a PWR are presented

inc1uding test

condi-tions and interpretacondi-tions of phenomena observed in test runs

502

505

506 and 507.

Deve10pment tests were performed to find a more effective

ECCS injection method than the existing one based on cold leg

injection. A combined injection of hot water into upper p1enum

in ear1y stage of blowdown and subsequent cold water into lower

plenum is the most effective method for a co1d leg break. A hot

leg injection of a low pressure injection system is effective

for direct core coo1ing and early reflooding. The genera1ization

for actual reactors will require analyses

witì~

a reliable code.

Keywords:

LOCA

PWR

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Co1d Leg Break

mproved ECCS

Plenum Injection

Core Cooling

Reflooding. Blowdown

ROSA Group

Reactor Safety Laboratory 1

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M. Sobajima

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M.Suzuki

M. Okazaki

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Experiment Group

Y. Miyamoto

H. Murata

T. Chiba

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(5)

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.JAERI-M 7737

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L ltしかさ町 一-…日……・・…...・...………..…...………...・H・-一・・・ー……..…...・H・..………... 1 2 実験装績と'1':験条例…・・・..'・H・...・H・...……...・H・-…...・H・...・H・..…...・H・・・H・H・.. 2

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2.2 ヰ実験 U)~ f!t ..…・・・…………...・H・...・H・...・H・…..,・H・..…・・.,.・H・..…・・・…-…-…… 2 3 . ')~験結果 ・ー………・・・..'・H・."・……...・H・・ー・ ・……....・H・..…....・H・....・H・....・・H・H・....・H・ 4 : 11 Run506 の結果 ・・・・H・H・....・H・....・H・-…u ・・...……・・・…・・H・H・....…-…・…'"・H・. 4 3 .2 Run502の結呆………一...・…...・H・-………....・H・...・H・....・H・-・…..・E・-… 8 3.3 Run 505の結果 ・・・・...・H・-……...・H・...・H・....・H・'"…・-…・...・H・...・H・11 3. 4 Run 507 の結呆・…...・H・...・H・-……・…...・H・...・H・....・H・-・…・・・- ………..…・… 14 3 5 結 論・ー…....・H・-…・…....・H・...・H・...……・・・・・…....・H・....・H・...・H・....・M・.17 参考文献 ・・… ....・H・...・H・-…・…-……・・・H・H・'"…....・H・- … -…....・H・・・H・H・....・H・... 1 9 IJI

(6)

JAKRI-M 77 37

CONTENTS

1. Introduction 1 2. Experimental Facility and Experimental Conditions 2

2.1 General Description of the Facility 2 2.2 Experimental Conditions of Each Run 2

3. Experimental Results 4 3.1 Results of Run 506 4 3.2 Results of Run 502 8 3.3 Results of Run 505 11 3.4 Results of Run 507 14 3.5 Conclusions 17 References 19

iv

.JA !mr--M 7737 CONTENTS 1. 1ntroduction l

2. Experimenta1 Faci1ity and Experimenta1 Conditions ...•... 2

2.1 Genera1 Description of the Faci1ity ...• 2

2.2 Experimenta1 Conditions of Each Run ...•... 2

3. Experimenta1 Resu1ts 3.1 Resu1ts of Run 506 3.2 Resu1ts of Run 502 , ん 守 ' 斗 QU 3.3 Resu1ts of Run 505 .. . .. .. . . .. . . . .. . . . • . . . .. . • .• . . . • . . . 11 3.4 Resu1ts of Run 507 . • .• . . • •• . • . . • . . • . . .. . • . . . .. .. . . .. . . 14 3.5 Conc1usions .• • • • . • . • . • . . . • . • • • • . . . • . . . • . . . • • . . . 17 References .•...•.••••.•.•...•....••.•...•...•...••...• 19 IV

(7)

JAERI—M 7737

Summary

The objective of the ROSA-II (Rig of Safety Assessment) test program is to investigate blowdown phenomena and ECCS (Emergency Core Cooling System) performance during a loss-of-coolant accident (LOCA) postulated to occur in a pressurized water reactor. For that purpose, a simulated experiment of LOCA including ECCS operation is performed with the use of the ROSA-II test facility which is designed to simulate the TROJAN reactor in terms of thermal hydraulic response. The facility consists of a pressure vessel with a simulated core, one operating primary loop and one blowdown primary loop both with a steam generator and a pump in addition to a pressurizer attached to the operating intact loop. ECCS is also provided to the facility with several injection locations. Normal operating conditions of the facility are 160 atg and 325°C in hot legs and break configuration and ECC water injection conditions can be chosen as experimental parameters. The details of the ROSA-II program and the description of the facility should be reffered to the previously published reports' '>'2^.

In the present report, part of the ROSA-II experimental results is given with interpretations of the data. The ovjective of test runs described in the present report is to verify improved ECCS injection methods which have been proposed by considering previous tests or results of preliminary analyses. One of the four runs was performed as a standard run with the same injection method as an actual PWR for comparison of effectiveness. The injection methods for each run are as ."jllows:

Run

Upper Plenum

Injection System Accumulator

Low Pressure Coolant Injection

502

None Hot legs Lower plenum &

blowdown loop hot leg

505

Upper plenum

with 124°C water

Lower plenum Hot legs

506

None Cold legs Cold legs

507

Upper plenum Cold legs Hot legs with 124°C water with larger flow

Run 506 in the above table is the standard case and Run 502 is the analytically predicted effective case with accumulator (ACC) and low

V

JAEBI-M 7737

Sumrnary

The objective of the ROSA-II (Rig of Sa.fety Assessrnent) test prograrn is to investigate b10wdown phenornena and ECCS (Ernergency Core Coo1ing System) perforrnance during a 10ss-of-coo1ant accident (LOCA) postu1ated to occur in a pressurized water reactor. For that purpose

a simu1ated experirnent of LOCA inc1uding ECCS operation is perforrned with the use of the ROSA-11 test faci1ity which is designed to sirnu1ate the TROJAN reactor in terrns of therrna1 hydrau1ic response. The faci1ity consists of a pressure vesse1 with a simu1ated core

one operating primary 100p and one b10wdown prirnary 100p both with a stearn generator and a pump in addition to a pressurizer attached to the operating intact 100p. ECCS is a1so provided to the faci1ity with severa1 injection 1ocations. Norrna1 operating conditions of the faci1ity are 160 atg and 3250

C in hot 1egs and break configuration and ECC water injection conditions can be chosen as experirnenta1 pararneters. The detai1s of the ROSA-11 prograrn and the description of the faci1ity shou1d be reffered to the previous1y pub1ished reports(1)

(2).

1n th巴 present report

part of the ROSA-I1 experimenta1 resu1ts is

given with interpretations of the data. The ovjective of test runs described in the present report is to verify improved ECCS injection rnethods which have been proposed by considering previous tests or

resu1ts of pre1iminary ana1yses. 段le of the four runs was perforrned as a standard run with the sarne injection method as an actua1 PWR for cornparison of effectiveness. The injection methods for each run are as : J110ws:

Run Upper P1enurn Accumu1ator Low Pressure

1njection Systern Coo1ant 1njection

502 None Hot 1egs Lower p1enum

&

b10wdown 100p hot 1eg 505

I

Upper p1enum Lower p1enurn Hot 1egs

with 1240

C water

Co1d 1egs Co1d 1egs

507

I

Upper p1enurn Co1d 1egs Hot legs with 1240C water with 1arger f10w

Run 506 in the above tab1e is the standard case and Run 502 is the ana1ytica11y predicted effective case with accumu1ator (ACC) and 10w

(8)

fAERf-M 77 3 7

pressure coolant injection (LPCI) system only similar to an actual PWR. The injection of LPCI into blowdown loop beside the lower plenum was added owing to a piping error in the actual test Run 502. Run 505 is the case with upper plenum injection system (UPIS) with hot water in addition to ACC and LPCI. Run 507 slightly altered from Run 505, is the case that might be applicable to existing PWRs with a slight design change.

Experimental conditions for the four runs are almost the same and break condition in common is a double-ended cold leg guilotine break. HPCI was not used to clarify the effect of the injection method since effect of HPCI is insignificant in case of a large break.

The following conclusions were drawn from the comparison of the results of each test run with the ROSA-II facility.

(1) Injection method of Run 506 (ACC-cold legs, LPCI-cold legs) This combination of ECC injection shows the least contribution of accumulator to refilling. Furthermore the downward flow in the core is accelerated due to its condensation effect and thus core exposure becomes earlier. Reflooding of the core by LPCI is too late to prevent temperature rise of fuel rods and flow oscillation occurs between the core and the intact loop steam generator during reflooding the high temperature core by LPCI even after power termination. The oscillation is due to the fact that the two heat sources, i.e. core and steam generator alternately reject the injected water. This results in oscillation of accumulated water in longer period and gradual increase of the accumulated water level accompanied with quenched core from the bottom.

(2) Injection method of Run 502 (ACC-hot legs, LPCI-lower plenum & blowdown loop hot leg)

During accumulator injection, the injected water causes oscilla­ tion of pressure and flow in the blowdown loop steam generator since steam is generated from the water or alternately the water condenses steam when it flows through the steam generator. On the other hand, the water injected into the intact loop hot leg penetrates the core to the lower plenum maintaining its subcooling and cools fuel rods except several rods exposed to steam early by the injection initiation. However, the whole core is finally reflooded.

After termination of accumulator injection, the water hold-up in the core decreases and portion of the core shows temperature rise again

VI

fAERI-M 7737

pressure coo1ant injection (LPCI) system on1y simi1ar to an actua1 PWR. The injビction of LPCI into b1owdown 100p beside the 10wer p1enum was

added owing to a piping error in the actua1 test Run 502. Run 505 is the case with upper p1enum inj巴ction system (UPIS) with hot water in

addition to ACC ancl LPCI. Run 507 slight1y a1tered from Run 505

is the case thelt might be app1icab1e to existing PWRs with a slight design change.

Experimenta1 conditions for th巴 four runs are a1most the same and

break condilion i日 common is a doub1e-ended co1d leg gui10tine break.

HPCI was not used to c1arify the effect of the injection method since effect of HPCI is insignificant in case of a 1arge break.

The following conclusions were drawn from the comparison of the resu1ts of each test run with the ROSA-II faci1ity.

(1) Injection method of Run 506 (ACC-co1d 1egs

LPCI-co1d 1egs) This combination of ECC injection shows the least contribution of accumu1ator to refi11ing. Furthermore the downward flow in the core is acce1erated due to its condensation effect and thus core exposure becomes ear1ier. Ref100ding of the core by LPCI is too 1ate to prevent temperature rise of fue1 rods and flow osci11ation occurs between the core and the intact 100p steam generator during ref100ding the high temperature core by LPCI even after power termination. The osci11ation is due to the fact that th巴 two heat sources

i.e. core and steam

generator a1t巴rnate1y reject the injected wat巴r. This resu1ts in

osci11ation of accumu1ated water in 10nger period and gradua1 increase of the accumu1ated water 1eve1 accompanied with quenched core from the bottom.

(2) Injection method of Run 502 (ACC-hot 1egs

LPCI-1ower p1enum &

b1owdown 100p hot 1eg)

During accumulator injection

the injected water causes oscilla-tion of pressure and flow in the b1m..rdown 100p steam generator since

steam is generated from the water or alternately the water condenses steam when it flows through the steam generator.

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the other hand

the water ir'j ected into the intact loop hot leg penetrates the core to the low巴r plenum maintaining its subcoo1ing and cools fuel rods己xcept

several rods exposed to steam early by the injection initiation. However

the whol巴 core is finally reflooded.

After termination of accumulator injection

the water hold-up in the core decreases and portion of the core shows temperature rise again

(9)

JABRI-M 77 37

until water hold-up recovers by LPCI injection and the core is reflooded. In the process of LPCI injection, a portion of the injected subcooled water into blowdown loop hot leg intermittently flows back into the upper plenum and causes violent condensation to result in repeated temporal rise of core water level.

(3) Injection method of Run 505 (UPIS-upper plenum, ACC-lower plenum, ACC-lower plenum, LPCI-hot legs)

The water accumulation in the core is not evidently increased directly by the UPIS injection. The whole core, however, is fully cooled by the injected water without sustaining exposure due to con­ densation effect. The effect of subsequent accumulator to UPIS is not clear since total amount of injected water from ACC was quite small. However, at least it can be said that exposure of fuel rods was not observed much. During LPCI injection, water accumulation rate was faster than the cold leg injection case and all rods were continuously cooled directly by falling water until reflooding.

(4) Injection method of Run 507 (UPIS-upper plenum, ACC-cold legs with larger flow, LPCI-hot legs)

Since the increase of accumulator flow rate was not enough, its injection did not contribute to water accumulation in the vessel and its suction effect of residual water by condensation appeared more dominantly. Thus early core exposure was resulted. However, both exposed region and risen temperature were relatively small since the injected UPIS water prior to ACC injection was drawn into the core. As the result of the draw-out of residual water, flashing in the lower plenum was weekened and fall down rate of LPCI water into the core became large leading to faster water accumulation rate than the case of Run 505. Fuel rods showing temperature rise was quenched not by reflooding with low density mixture but by falling water from the top.

(5) Comparing fuel temperature behavior and other observed parameters, the best combination of ECCS injection among the four is combination (3) above followed by combinations (2), (4) and (1) in order.

Effectiveness of ECCS using the three combinations except the reference combination (1) was experimentally verifitd with the ROSA-il facility as predicted.

Application of the present conclusion to actual reactor should be made only after assessment of the system effect of the facility by a reliable analytical code.

VII

J Af:RI-M 7737

until water hold-up recovers by LPC1 injection and the core is reflooded. 1n the process of LPC1 injection

a portion of the injected subcooled water into blowdown loop hot leg intermittently flows back into the upper plenum and causes violent condensation to result in repeated temporal rise of core water level.

(3) Injection method of Run 505 (UP1S-upper plenum

ACC-lower plenum

ACC-lower plenum

LPC1-hot legs)

The water accumu1ation in the core is not evident1y increased direct1y by the UP1S injection. 百lewho1e core

however

is fu11y coo1ed by the injected water without sustaining exposure due to con-densation effect. The effect of subsequent accumu1ator to UP1S is not c1ear since tota1 amount of injected water from ACC was quite sma11. However

at 1east it can be said that exposure of fuel rods was not observed much. During LPCI injection

water accumu1ation rate was faster than the ιold 1eg injection case and a11 rods were con←inuous1y coo1ed direcr1y by fa11ing water unti1 ref1ooding.

(4) Injection method of Run 507 (UPIS-upper p1enum

ACC-co1d 1egs with 1arger f1ow

LPCI.・-hotJ.egs)

Since the increase of accumu1ator f10w rate was not enough

its injection did not contribute to water accumulation in the vesse1田d

its suction effect of residua1 water by condensation appeared mor巴

dominant1y. Thus ear1y core exposure was resu1ted. However

both exposed region and risen temperature were re1ative1y smal1 since the injected UPIS water prior to ACC injection was drawn into the core. As the resu1t of the draw-out of residua1 water

f1ashing in the 10wer p1enum was weekened and fa11 down rate of LPCI water into the core became 1arge 1eading to faster water accumu1ation rate than the case of Run 505. Fuel rods showing temperature rise was quenched not by ref100ding with 10w density mixture but by fa11ing water from the top. (5) Comparing fue1 temperature behavior and other observed parameters

the best combination of ECCS injection among the four is combination (3) above fo11owed by combinations (2)

(4) and (1) in order.

Effectiveness of ECCS using the three combinations except the reference combination (1) was experimenta11y verifi

with the ROSA-iI faci1ity as predicted.

App1ication of the present conc1usion to actua1 reactor shou1d be made on1y after assessment of the system effect of the faci1ity by a re1iable analytical code.

(10)

JAEIU-M 7 7 3 7

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1

-JAERl一切 7737

1 . は し カ ま き

ROSA-II

試験は加圧水型炉

(PWR)

の一次系配管破断による冷却材喪失事故

(LOCA)

を様擬した実験で,冷却材の流出過程における一次系内の冷却材の挙動,模擬燃料俸の温度挙動 および非常用炉心冷却系

(ECCS)

の挙動とその有効性を実験的に調べるととを目的としている。 実験装置は圧力容器と,乙れを中心に 1対3の容積比率で構成された2つの循環ノレープを有し, その小さい方を破断Jレープとするものであるoそれぞれの循環ループには蒸気発生器と循環ポン プを有し,

ECCS

の水を装置の各所に注入しうるようになっている。 実験条件として変化させる乙とができるのは①破断条件②流体初期条件③ポンフ。回転④Jレープ 各部抵抗⑤炉心加熱条件⑥二次側流体条件①

ECCS

注入条件である。 ζれらの実験条件を種々 変えた一連の実験を行い.データと共!こ各条件の影響を検討した結果をl順次,利用者の便宜に供 するために報告するものである。ま、.ーヌデータの利用のために編集された磁気テープが別途用 意されている。 本報で報告する各実験(

R

u

n

5

0

2

5

0

5

5

0

6

.

5

0

7

)

はいずれも低温側配管における最 大口径両端破断に関する実験であり,各

R

u

n

毎'C:

ECCS

の注入条件を変化させている。ただし 運転状態により流体初期温度や初期流量などは実験毎 lζ少し異る。

Run

における

ECCS

の注入条件は,既に実施した

ROSA-II

実験の各

Ru

n

の実験デ

ータを検討し,各種の注入条件に対する

ECCS

の冷却性能に関する考察ならびに計算コードに よる解析の結果から決定されたもので,現に実用炉に採用されている注入条件に代わる,より有 効となり得る代替

ECCS

の開発をねらいとして実施している。 とのうち

Run5

0

6

は比較の基準として実用炉の代表的注入条件について実施した

Run

であ る。乙れに対し,

Run 5

0

2

は蓄圧注入系

(ACC)

の注入口を高温側配管に,低圧注入系

(LPCr)

を下部プレナムに変更した

Run

である。ただし破断ループの高温側配管にも一部が 誤って注入され九

Run5

0

5

は高温水の蓄圧系を上部プレナムに(以下

UPIS

と称するわ低温水 の蓄圧系を下部プレナム

'

C

LPCI

を高温側配貨に注入したもの.

Run 5

0

7

はやはり高温水の蓄 圧系を上部プレナム

K

.

低温水の蓄圧系を流量を増加させて低温側配管

'

C

.

LPCI

を高温側配管 に注入したものである。いずれの

Run

でも高圧注入系(H

PC

I)は大破断においてその寄与が薄い と考えられるので.

ACC

LPCI

の注入条件の影響をより明瞭にさせるために注入していない。 使用した燃料集合体は第

4

次集合体で,半径方向の発熱分布は各

Run

とも破断発生前は中心 領域をやや高くしたが,破断発生後は一様発熱で減愛させた。 なお本報の

Run

をもって

ROSA-II

試験はすべて終了した。 実験装置の概略と詳しい実験条件については第2章に実験データとその注釈および現象面の大 まかな解釈についぞは第

3

章に記す。なお

ROSA-

Il試験装置の詳細については参考文献1),

2

)

を, また先行実験の実験結果についてはæF報のデータ・レポート 3)~13)ほかを参鳳されたい。

(11)

J A E R I - M 77 37

2. %mmmt%m&i$

2. 1 SKCDffig

R O S A - n K l t S B O ^ l S f i . Fig. 2. 1 fcj; t>* Table 2 - 1 icij<-f E/J&iS ( P V ) t

Fig. 2.2tC7^^--^fissiti^fc

t

ta'2offlsg^ic€n€'tii§:»^n^?ia#y7

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( p 1,

P2 ) tmniawi ( S G I , SG2 ) , itucmm^-^micmHititzmmmm. m^^--?

ffiijKi^Bsn/cjnES ( P R )id>5fcti>5

0

^-•fttzttmti'&Wi'D&miz&A-snz,

ECCS (i, ^EftASfHPCI), SfEaAg ( ACC ) , <6EffiA£(LPCI )<DZ%mfrZ

#$<C&tf£fg&K:fflPfc£>4#:3i£-tt©gl#Fig. 2. 3 , 2 . 4IC tommitWiWt 5 =>r •

^ u ^ O H ^ F i g . 2 . 5(CfNLT*So® 4 9 ; i & f t 0 S a H , tt^lSj^-r ^ t t a t - t ^?S&5t

tfJS-g-f •SUfr. ¥&^l6JKflfl 2 f l « © 5 4 4 « ,

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3 - x . * < i i T » 6 ( Fig. 2.6,

2.7 )

0

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2.2 ftJtlfeCDftft

Run 506, 502, 505, 507 ® ^ f t - e n © f ? g | * # < 4 Table 2 - 4 ~ 2 - 7 (C^lT i *?ij

2

-J AE且I-M 7737

2

.

実験装置と実験条件

2. 1 装置の概要

ROSA-II試験装置の構成は, Fig. 2.1およびTable 2 - 11ζ示すfEiJ'?主総 (PV )と

Fig. 2.2ば示す一次循環系配管および2つの循環系にそれぞれ設置された循環ポンプ (P1.

P

2 )と蒸気発生器 (SGJ.SG2),それIC破断ノレープ側ζl設けられた破断軽量構,健全ループ

側に設置された加圧器 (PR )から成っている。ノレープまたは圧力容器の各所に注入される

ECCS は,高圧注入系(HPCI),蓄圧注入器(ACC),低圧注入系(LPCI)の3系統から

なる。 圧力容器上部から婦人される模擬燃料集合体は出力分布と計装の開発ζl応じて数体用意され, 本報における実験に用いた第4次集合体の図がFig.2.3.241(,その周闘に設置するコア・ パレノレの図がFig.2.5IC示しである。第4次集合体の特徴は,軸方向ステァプ状コサイン発熱分 布を有するほか,半後方向ζl内外 2領繊の独立な出力分布を与えるととである (Fig. 2.6, 2. 7 )。各領域への供給篭カは,線出力または熱流東において実炉の定常運転の時の値を下回っ ていても,もっぱらスクラム後の出力変化を模擬するょっIC設計されている。内側領繊は21本 がすべて発熱し,外側領域は

83

本の発熱棒と

8

本の非発熱棒{タイロァド)および直併の小さ な16本のダミーロッドの計10 7本となり,総計129本である。内側および外側領域の模擬 燃料棒はそれぞれ1本当りの供給可能電力の大小によって高熱流東および低熱流東燃料棒という 乙とがある。 計装用熱電対を取付けた燃料棒は,内側領域の高熱流東燃料俸に4本(うち 1本は温度監視装 置 専 用 ),外側領域の低再現流東燃料俸に5本(っち 2本は温度監視装量専用)である。熱電対の 取付け方法は被覆管外表面うめ乙みであるが,最外周lζ1本さやを被せた計装燃料棒を試験的に 採用している。とれらの非計装および計装用燃料棒をFig.2.8~ 2.91ζ示す。熱電対取付け間隔 は, Fig.2. 3 ζ1示す通りで,各言

T

装棒とも上端をポジション 1.下端をポジション 5とする5点 である。 ブローダウン実験ヰのループ計測量と測定個所はFig. 2.1 0に示すとおりで,乙れらのデー タは全て滋気テープに集録され,電子計算微で処理されるほか,温度監視用燃料棒および炉心支 持体の温度データと圧力容器内の水位の記録がカセグト・テープ型の補助集録装置に集録され,専 用のシステムにより作図処理される。それらを含めて各計装の測定チャン不Jレと検出法,および レンジをそれそれの総合精度とともにTable 2 -2, 2 - 3 ζ1示す。 なお本報の各Runにおいては計測チャンネルの番号が従来の4次集合体を使用した実験と一 部臭っており目計測一覧表やデータにはとの遺いを区別するために便宜上第40次集合体と表示 した。 2.2 各実験の条件 Run506, 502, 505,507のそれぞれの実験条件はTable2-4~2-71ζ 示すとおり 。 f u w

(12)

J A E R I - M 7 7 3 7

nmmit±%'po>%it&n, immtitteiti

0

th, Run502<D^umm^ -I'M&w&.'gfc

-tJ-^fflfi, ECCS O f f i A < i f r < t a A * S " C * 0 , # R u n ©&#©&0(2&ffl J; -3 ICU-5„

Run 506 ACC ( ' M * ) -©iKlMSIf, LPCI -ffifiillKg

Run 502 ACC ( S f i * ) -Kifitt'JSdf, LPCI - 7iS$7° i-± A ( fed; C>'5S»r^-7"lfi

t l f f i ^ t t f c - S H f t A )

Run 505 UPIS (lifiTk, 124°C ) - ± $ 7 ° i-^ A, ACC ( Sfi7K ) - T S i 5 7 ° ^ ^ A,

L P C I - S I M J i i f

Run 507 UPIS (Bfizk, 124°C) - ± ^ 7 ° U ^ A , ACC ( tfiTk, gftliiflli )-ffifi

« K . t , L P C I - j s f i f i j E t

Run 506 HffliPfflftgWftAJS;

l)

Run 502 RELAP 3 I C i S f « » f f ICfc^Tg-S© ECC £ A # S ; © i i $ $ f l £ f T o t:

m © -5 *>X-JgttW K&S3ft*6#i8j t, ^ c t ft*£ ft / ; # S ;

16}

Run 505 ± $ ~ - ? KftAS (UHI ) © ! £ » Kfctt 6i«j&7.k&7..©

:

££)l'tt©flfE&ll£

7)8)

4 * S © E C C S © l * © f t A f i f H c H t ' * ^

0

7 y - ^ S t ^ © J ± * £*!•£• #fc

Run 507 Iilf2 Run 505 H&omt-tLT, mftt immpic fe*£ ttSft^Xtt LicJS

ffl-ei-5nrsgtt©*«JS

3

-JAERI-M

7

7

3

7

である。各実岐に共通な条件は,低温側配管の長大両端般的fであるとと,配管内オリフィスの流 動抵抗,および二次系の初期条件である。そのほか一次系内初期流量,初期温度,炉心総出力は 実験操作上多少の差はあれ,ほぽ同じになった。また,

Run 5

0

2

のみは破断ノレープ高温側配管に あるベンチュリ流量計の

2

.25mmφ

の喉部を併削する前の実験である。実験条件として変化さ せたのは,

ECCS

の注入個所と注入水温であり,各

Run

の条件の違いは次のように弘るo

Run 506

ACC

(常損水)ー低出仰1'配管,

LPCI

ー低温

1

則配管

Run502 ACC

常温水)一高温側配管,

LPCI

ー下部プレナム{および破断ループ高温 側配管にも一部誤注入)

Run 5

0

5

UPI S

(高温水,

1

2

4

0

C)

一上部プレナム,

ACC

(常温水)ー下部プレナム,

LPCI

一高温側配管

R

un 5

0

7

UP

I

S

(高温水,

1

2

4

0

C)

ー上部プレナム,

ACC

(常温水,流量治加)ー低温 側配管,

LPCI

一高温側配管 乙れらの実験条件はそれぞれ次のような背景から決定されたものである。

Run 5

0

6

実用炉の代表的注入方式

Run 5

0

2

RELAP 3

による予備解析}において各種の

ECC

注入方式の比較検討を行った 例のうちで定性的に冷却性能が高いととが示された方式

R

un 5

0

5

上部ヘッド注入系

(UHI)

の試験 )における高視水注入の有効性の実証結果と _ _ _ A _ • • _ 7)日). __A 在来型の

ECCS

の個々の注入個所

I

r

関するバフメータ試験の結果 を組合せた 方式

Run 507

前記

Run5

0

5

方式の変形として,現存する実用炉にも大きな設計変更なしに採 用できる可能性のある方式

。 。

(13)

JABBI-M 77 37

3 . ^ IwC * § 9k

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3.1 Run 506 fttgjg

t © R u n (itSfi«ijE@©^^ffi«©»rK*5^TECCS £&*©PWR tf^ffl L T O S f t g ;

1-«^t,ACC, LPCI ifeiCgSffl'JSeWlcttAL^feO^i^o ttJfflftAfilKi-tJit

$ f t £ f & ^ 5 <*: £ 4> IC ftAe«*^x./;f(k© Run © g ^ s x ' - * tU Z„

3. I. 1 Run 5 0 6 © E # ( F i g . 3 . 1. 1 ~ 3. 1. 4 )

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rS.EAaiJSflBlTCffittSglC^I-^^W.fe^iEA^^S^^^ME^i^fi-t-5o SSBrnTffi©EABSSBrlt^(c^ci?Eg|?ffi*3ii;5fcis6, - » ^ R E A J ; f 9 - f o i ® c ^ E

*^-e^?>iAtfo « • l©i6±flE;6sffeJ:<9©E£JSL--t:p.5#, P l ^ y / A P E * l i E M

K ^ f i ' W ' i a f f i W W i ^ ^ , #y7°gi5(C*y5E*a**U5~20at lC©(3r4c£As

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£#©—BtftifrftJ^MEL, * £ (i 15IJ—£Kftfcft5„ ^ f r l C ^ E ; * ^ < ©«. @$2&S&

3. 1. 2 Run506 © £ E ( Fig. 3. 1. 5 ~ 3. 1. 8 )

E A § ^ ± T © ^ E ( i t a f f l © ^ ^ i i * *

5

i i " e . ^-C^©ffin^T|6]#©SSffi*'*ft*«i!>L,

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4

-JAERI-M 7737

3

.

実 験 結 果

本章では実験ζiおいて測定したデータについて,各Runどとにその注釈と現象画面的な解釈 そのべ,関連する他のRunのデータと比較するととによって得た実験上の結論をのべる。ただ し本報告で扱うのは一部のRunであって,多くのRunのデータとの比較によってはじめて得 ) 15) られるより総合的な結論については,漸時他の報告により紹介している。 実験データは全て一旦磁気テープに集録し,実験終了後電子計算機 iとよりプロットさせている。 その際明らかに測定器等の故障によると判断されるデータを除いた上,それぞれに必要な修正を 施したものである。時間零は全て破断発生の時刻である。データのプロット点数は各測定量毎 11: 歳大1000点とした。また復数の線を同ーのグラフ11:描〈場合は線上の符号によって区別し 2 本以上の異る縦軸を使用する場合は,縦軸に付けた番号が図の上部ζi示した符号の番号と対応し ている。 3.1 Run 506の結果 乙のRunは低温倒

u

配管の最大両端破断においてECCSを在来のPWRで採用している位置〉 すなわちACC,LPCIともに低温側配管に注入したものである。それらの注入位置における有 効性を調べるとともに,注入位置を変えた他のRunの基準データとなる。 旦1.1 Run5D6の圧力(Fig.3.

1

.

1 - 3.

1

.

4 ) 一次系内の圧力挙動は流体の初期温度が飽和温度にある加圧器を除いて,破断と同時に急速な 落ち込みを示し,各圧力測定個所の流体温度11:対する飽和点付近からゆるやかな減圧へと移行す る。破断口下流の圧力は破断直後 lζ そζで臨界流が生じるため.一次系内圧力よりずっと低い圧 力まで落ち込む。破断ロ 1の直上流が他より低圧を示しているが.P 1ポンプ入口圧力は圧力容 器よりわずかしか低圧でないととから,ポンプ都にお砂る圧力損失が1ト.20at にのぼる乙とが 分かる。一方破断口2の直上流は圧力容器よりわずかしか低圧でなく,流出径路の圧力損失付比 較的少い。 二次系は一次系破断時に放出弁を閉止するため一次系からの受熱によって圧力が上がるが,安 全弁の一時作動により減圧し,あとはほぼ一定に保たれる。わずかに減圧が続くのは,自然放熱 と一次系への放熱によるとみられる。 3.

1

.

2 Run506の差圧(Fig. 3.

1

.

5-3.

1

.

8 ) 圧力容器上下の差圧は初期の落ち込みが急で.炉心部の流れが下向きのまま保有水量が減少し, 一旦ほとんど空になったととが分かる。すなわち低温側配管に注入されたACCは大部分が蓄水 に寄与するととなく流失したととを意味する。明瞭な蓄水が開始するのは10 0秒頃からで, LPCIの注入開始から70秒ほど遅れている。乙の間はダウンカ7を上昇する蒸気流により注入 水が十分落下できず,部分的に落下した水は器壁の熱を受けてほとんどが蒸発して流出し,ダウ

(14)

-4-J A E E I - M 7 737

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5

-JAE乱I-M 7737 ンカ7壁を上部から徐々に下部ま?冷却し切った時から蓄水が始まったと考えられる。蓄水速度 は比較的遅く,周期の長い振動を含んでいる。平均的な冠水速度はO.75cm/sであり,また振動 の一周期は 50秒科度である。乙の振動はダウンカ7上下の差圧にも同位相で幾分大きな振幅で. また各液面計の指示にも同位相で現れており,全蓄水量の増減であるζとが分かる。後にみる流 体温度のうちP 2ポンプ出口やSG 2出口の温度も同周期で差圧減少時ζl未飽和となる振動を示 している。乙れは同じく LPCIを低温側注入としたRun 325, 326や420でもみられた現象 で,高温にある炉心とSG2を熱源とする注入水の交互の押し戻しによるものである。すなわち 注入水の一部のダウンカ7落下によって圧力容器水位がある程度まで炉心に進入すると,多量IC 発生する蒸気の加圧作用(スティーム・パインディング)によって水位は上昇できなくなり,自 己蒸発とそれに伴われるエントレイメントのため徐々に低下し始める。ダウンカ7働水頭も器壁 熱の発泡作用によるボイド率増加のため俗下する。しばらく後には上部プレナムの蒸気は発生量 より流出量桝勝って減圧するため.S G 2の流れは逆流(出口から入口へ)となり,注入水のあ る部分もSG2方向へ向かう。注入水の他の部分はP Vおよび破断口方向へ相変らず流れている ことが,破断ループP V入口ノズル温度にやや未飽和が残っている乙とから分かる。注入水がSG2 K進入し始めると,今度はそ乙で多量の蒸気を発生するため,注入水の全量が再びP V方向ζl押し 戻され,タウンカマにおける凝縮吸引効果がその流れを一層助長するため.PV内水位は炉心側, ダウンカ7側とも急速に閲復する。以上の振動¢繰返し中IC,発熱を既IC停止している炉心は,下a 部から次第ICクエンチが進行していくため.振動の平均水位は時間とともに上昇し,ついにルー プノズルから溢水するに至っている。乙の様な振動的な冠水過程は実炉の条件でも十分考えられ, 炉心発熱が続いているから水位の上昇過程では一層拡大された炉心水位抑制効果をもっ可能性も ある。 P V上部一破断口1間差圧は途中のポンプlしおける圧力損失が大きいため,プロウダウン中は 大きし冠水過程では小さいながら前記の振動現象による振動が現れている。差圧の増加時は圧 力容器水位の増加時に一致しており.上部プレナムのスティーム・パインデイングによる増圧を 表している。 健全ループ側では前記の振動現象IC一致して

P

2ポンプ出入口差圧が比較的大きな負の方向へ の振動を示しており.SG2の進入水の押し戻しが強い流れであ-3乙とを表している。 3. 1. 3 R un 50 6の流量とクオリティ(Fig. 3. 1 9-3. . 1. 1 3 ) ACC 1 の注入は 12秒から44秒までに7

3

.

i

.

ACC 2は12秒から50秒までに

1

R

5

.

i

がそれぞれ低温側配管に注入された。なおACC1 の流量のデータに注入開始以前からパルス状 の記録があるのは何らかのノイズと恩われるし LPCIの注入流量は破断ループ側の記録がないが.タンク水位の記録および両注入個所への合 計流量を示す他の流量計の記録ともに,健全ループへの注入流量と同じ120-125

.

i

/mi nを示す 乙とから,何らかの異常により全注入流量が健全ループ側へ注入されたものとみられる。異常の 原因は破断ループ側注入配管の逆止弁の不作動などが考えられる。 流出流量およびクオリティが凝縮法 lとより限られた時間範囲で求められたが.流出流量は全体 に破断ロ2の方が多く.ACC注入時からはやや回復している。またクオリティはその時から低 P 内 ω

(15)

JAERI-M 77 37

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3.1.5 Run 506©«W$fiK (Fig. 3.1.15-3.1.2 5)

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6

-JAERI-M 7737 下を示し,注入水の直接流出がある乙とを表している。乙れらの測定精度の評価には困難があり, 行っていない。 3. 1. 4 R un 506の電力 (Fig.3.1.14 破断時ζlトリップ信号により高熱,低熱流東燃料棒とも遅発中性子と崩壕熱の和の模擬出力曲 線ζl出力を下げ. 7 9秒

κ

て燃料棒制限温度の信号ICより両電力とも遮断した。線出力または熱 流束は内側領域の高熱流東燃料棒と外側領域の低熱流東燃料様とで定常時には異るがトリップ後 は向者でほとんど同じにしている。 3.1. 5 Run 506の燃料棒温度 (Fig.3.

1

.

1

5-3.1.25) 破断後15秒頃から全測定点で温度上昇を開始するが,各燃料俸とも段上位の測定点 (pOSi-tion1 )で数秒遅れる傾向がある。乙れは圧力容器上下差圧でみたように炉心ζl下向き流れが続 いているため,炉心上方に残存する水の落下による冷却がその測定点で最も長く行われる乙とと, 発熱分布が低いため露出が遅れ勝になる乙とによると考えられる。との全面的な露出には 12秒 i ζ注入欄始した

ACC

の凝縮作用により,炉心部の下向き流が加速され,ポイドの発達を促した ととが寄与しているとみられる。露出後の温度上昇速度は発熱分布の高いposition

3

.

続いて position2. 4が大きし、。 79抄で通電が停止されると温度は下降11:向かうが.posi ti on 1 のみは下部からのより高温の蒸気の吹き上げにより,上昇が続く。長時間のちに測定点は下位か ら1I鼠にクエンチされるが,最上位の点は例外的に早〈クエンチされ,燃料棒聞での時刻のバラツ キも他の位置より大きい。乙れはP V上下差圧をもとにしたポイドをつぶした水位の上昇との関 係でみると,その到達時刻より先行しており,明らかに発泡により盛り上がった水または飛散液 滴 lとより冷却されている乙とが分かる。最下位の初期発熱密度が低くて到達温度もやはり低い点 もクエンチがとの水位IC先行するが.他の中間点ではむしろζの水位より更に遅れてクエンチさ れており,到達温度が高いと冠水してからクエンチするまでの到達時間が長いζとを意味してい る。最下位点がクエンチする頃以降の各点の温度下降速度は.posi tion 2より 3. 4が総じて 速く,水位の盛り上がりまたは水滴による冷却の影響が下位ほど強〈現れる乙とを示している。 3. 1. 6 R un 506の流体温度(Fig. 3.1.2 6-3.1.29 ) 社力容器上部温度はプローダウン中 IC露出し.過熱温度へ上昇するか,下部温度はほぼ飽和 Iζ 沿う。しかし下部温度は

LPCI

注入中の蓄水量の増減振動が生じ始めると,その増加時ζl未組 和を示すようになる。乙れはダウンカマを落下した注入水が来飽和のまま下部プレナムに到達し ているととを表している。 破断ループ各部の温度では.

S

G

1

入日目悶出口.

P 1

ホンプ出口が

ACC

注入開始後,過熱 蒸気の流出を示すのに対し.P V入口ノズルでは著しい未飽和温度となって注入水の直接流出を 示す。乙の未飽和温度は

ACC

λ

停止後は断続的となり,既述の蓄水量の振動と一致するよう になる。蓄水量の増加時は健全ループからダウンカ7へ流れた注入水の一部が,直接流出するた め未飽和を示すが,蓄水量の減少時は注入水のダウンカマへの流量は次第に少くなるため飽和温 度を示す。

(16)

-6-J A E R I - M 7 7 37

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3.1.7 Run 506 0^,63tJf<*SS (Fig. 3.1.3 0, 3.1.3 1)

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3. 1.8 Run 50 6 © n T ./-,'u/ufig ( Fig. 3.1.3 2~3.1.3 4 )

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3. 1. 9 Run 506ffl$ffi( Fig.3.1.35 , 3.1.36 )

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7 -JAERI-M 7737 健全ループ各部の温度

κ

もとの流れの振動は明瞭iζ現れている。低温側配管への注入水がダウ ンカ7へ流れるとき.S G 2入口温度は飽和で.S G 2出口IC:過熱蒸気の流出が現れるのに対し, 注入水がSG 2方向へ流れるとP 2ポンプ.S G 2出口が未飽和温度を示し.SG2入口は過熱 温度を示す。 二次系温度は圧力に対し飽和11:沿っているo 3.1. 7 R un 5 0 6の炉心支持体温度(Fig. 3.1.3 O. 3.1.31)

1

8

秒頃から全測定点は過熱温度を示すようになり,炉心および上部プレナムの水は失われて 壁面が乾き,壁内部の蓄熱の移動や過熱蒸気によって温度上昇したととが分かる。乙の時刻は

ACC

注入開始およびそれに伴う燃料俸の露出による温度上昇開始よりそれぞれ

6

秒および

3

秒 以上遅れ:コどおり,非加熱面の露出は加熱面のそれよりやや遅い乙とか分かる。 最下位からのクエンチの進行は燃料棒必クエンチより,またポイドをつぶした水位の上昇より 大幅に先行している。との進行速度は急激で,また上位の点は完全なクエンチに至らずに再上昇 しているζとからみて,発泡tとより盛り上がった水の領域は高ポイド率または水滴飛散状態と推 察され,冠水したとはみなし難い。その温度の上下動は,それぞれの高さ位置:への蓄水量¢振動的 な到達状況を表している。 3.1. 8 Run 506のコア・パレル温度(Fig.3.1.32~3. 1. 3 4 ) コア・パレJレのダウンカマ側壁面は,上部では

ACC

注入時および

LPCI

の流れの振動に対応 して未飽和温度を示し,破断ループのP V入ロノズルの温度挙動IC:類似している。また下部では おおむね飽和温度に沿い,弱い未飽和温度の現れる挙動は下部プレナム温度のそれと類似してい る。 バレル内偵u下部の温度は16秒頃に過熱となって,炉心内や炉心上方よりも早めに水の流失し た様子を示している。乙れは

ACC

の凝縮作用によってまず下部プレナムの水がダウンカ?に吸 上げられ,炉心の上下グリッドの抵抗を介した水がそれに続く形で下方へ引かれるためと解する ζとができる。 3.1. 9 Run 50自の波面(Fig.3.1.35.3.1.36) 炉心支持体内墜に取付けた触針式液面計のON-OFF信号が液ー蒸気の存在を表す。各高さ位 置には直径の両端IC:1つづっ取付ける乙とで信頼性を高めている。 ζのRunでは破断後十数秒には全面的に蒸気中IC:露出しており,燃料棒や炉心支持体の温度 上昇倒始の事実と一致する。また再冠水による水信号の現れは 17 0秒頃からで, ζれか一気に 炉心上方まで到達している様子は,炉心支持体の上部の温度が降下する事実と一致している。 その後水信号と蒸気信号か周期的に全測定点で繰り返されるようになるのは, P V上下差圧の増減 振動と一致しており,蓄水量の上昇時にはその絶対値か小さくても,実水面は炉心上方まで一気 に盛り上がっているととを顕著に示している。 一方コア・パレルのダウンカ7側の液面計の記録は,仮IL残存水が無くなっても落下する注入 水の影響を受けるため,各位置毎に不規則な信号か続くが. 1 7 0秒頃からの蓄水量の振動は明

(17)

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3. 1. 1 0 Run 5 0 6 © * v / @ g ( Fig.3.1.37 )

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3.2. 2 Run 5 02 ffl^E ( Fig. 3. 2. 5 ~ 3.2. 9 )

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8 -JAERI-制 7737 瞭 K現れる。 ζの位相は炉心内液函の上下と一致し,ダウンカ7上下差圧の振幅とともに液面の 変動はかなり上部まで達しているととか分かる。すなわち蓄水量の増加時にはダウンカ7側.炉 心側とも液陶はかなり高くなるか.ダウンカ7側は未飽和水で水頭差仕も大きくなるのに対し, 炉心側は発泡による液面の盛り上がりであって水頭差圧はスティーム・ノYインデイング効果によ って抑えられているととを意味する。 3.1.10 Run506のポンプ回転(Fig.3.1.37) P 1ポンプの回転計の故障のためP 2ポンプの回転数のみ記録されたが.破断時ζl電力を停止 してから個有の減衰特性により数秒で停止しているo 3.2 Run 102の結果

乙のRunはACCを高温側配管1<:. LPCIを下部プレナムi<:注入したもので,標準注入条件の

Run 506 と比較される。ただし破断ループ高温ill~ 配管 1<: も LPCI,の一部が誤って注入された。

なお破断ノレープ高温働配管のベンチュリ流量計を研目IJ前のRunであるo 3.2.1 Run502圧 力 (Fig. 3.2 1-3.2.4 ) 破断ループ配管のベンチュリ流量計の流動抵抗のためSG1入口およびP 1ポンプ入口の圧力 はP V圧力より俵大で 10同

/cm

2ほど低く .Run 506のそれらの点の圧力よりも低いボ破断 口直上流の両Runにおける圧力差は,最大で3同...em2 と小さい。そして圧力容器の圧力はほ とんど両Runで差がなく降下している。これによりベンチュリ計の流動抵抗は比較的影響か小 さいζとかいえる。注入開始後の17杭頁からは減圧速度が相対的にやや遅くなり.20秒頃からSGl 入口.P 1ポンプ入口および破断口 1の直よ涜の圧力が大きく振動し治める。との振動は後述の PV上部ー破断口 l差圧やP 1ポンプ入口・出口差圧にも顕著に現れており.SG 1入口・出口 81 の差圧で比較的小さい。高温偶~配管への ACC 注入開始後であることから. Run316:Run 327 33013)等でみられたと同様にACC注入水が蒸気発生患を通過7するときに,そζで凝縮と 蒸気発生を流れの断続性を伴って生じる現象であるとみられる。圧力かRun506に比べて長崎 聞にわたって数気圧に維持されているのは,通電が継続しているため.注入水の炉心における蒸 気発生か続いているζとによる。 二次系の圧力は大きな降下はなかった。 3.2. 2 Run 502の差圧(Fig.3.2.5-3目2.9) 圧力容器上下差圧は破断初期1<:炉心部下向き流のため負の値を示すか.ACCの高温側配管へ の注入開始後.その凝縮減圧効果と急速な蓄水』とより増加を示す。水頭差圧がループ・ノズルの 位置水頭11:達すると溢水し始め,一定値を:t心に既述のSG1熱源による振動を示し.ACCの注 入停止により今度はかなり速い蓄水量の減少を示現する。乙の間炉心への通電は続いているため. 多貧の蒸気が発生し続けて炉心内がかなり高ポイド率になったものと解される。後述の燃料棒温 度は全炉心にわたって冷却され続りていながらも,断続的な露出による小さな温度上昇が現れる

参照

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