155

原子力発電所で発生した事象のRETRANコードによる解析
RETRAN Analyses of Events Occurred in Nuclear Power Plants
玉置 知彦 (Tomohiko Tamaki)*

大谷 昌徳 (Masanori Ohtani)*

郡山 民男 (Tamio Kohriyama)*

川邉 康晴 (Yasuharu Kawabe)*

要約 一般に事故報告からは事故の結果や原因についての概要を知ることが出来るが，事象の詳
細に関する定量的なデータは得られない．従って，運転操作上の具体的な検討が困難である．そういう場合でも解析コードを使い事象を再現すれば，各種データを定量的に把握し，運転操作上の対応を検討することができる．ここでは，熱水力解析コードRETRAN02／MOD4を用い，最近の国内外の典型的な事故に注目して運転対応の検討のための解析を行った．主給水制御弁の閉事象，全開事象ならびに主蒸気隔離弁の閉事象を解析した．これらはプラントモデルの変更をしないで解析ができる事象である．
次にRETRAN02／MOD4のプラントモデルそのままでは精度良く解析できない事故事象（例
えば蒸気発生器伝熱管破損事故）について再現解析手法の検討を行った．手法の妥当性を確認するためにはプラントの運転状態に関する詳細データが必要であるので，詳細な報告書のある美浜
２号機SGTR事故を対象とした．破損側主蒸気逃し弁の３回動作，加圧器水位の急上昇などの重要な現象がプラントモデルの改良によって再現でき，同様な事象への適用性を確認した．
キーワード

原子力発電所，事故，蒸気発生器伝熱管破損，熱水力解析，RETRAN

Abstract
In general, event reports give an overview of the causes and consequences ofaccidents, but not the quantitative data indicative of details. Therefore, it is difficult to identify the
specific problems in plant operation. If an appropriate analysis code is available for reproducing
events based on the reports, it will be possible to determine individual data quantitatively and identify
problems in plant operation. In our study, we used the thermal-hydraulics code RETRAN02/MOD4,
and analyzed several typical events which have recently occurred in Japan and other countries todetermine the problems related to plant operation. The event of a main feedwater control valve
closure, the event of a main feedwater control valve full open and the event of a main steam isolation
valve closure were analysed in its original plant model.
Next, we attempted to apply the method of reproduction analysis to a steam generator tube
rupture(SGTR) case with the aim of determining its applicability to accident events that the
RETRAN02/MOD4 plant model could not analyze with high accuracy, in its original form. To
confirm the validity of the method, detailed information about plant operation should be obtained. We
adopted the Mihama Unit 2 SGTR accident for the case study, because it provided detailed
information required to confirm the validity of the method . We found that the devised analysis model
successfully reproduced a set of important phenomena including the sharp rise of the pressurizer level
and three successive actuations of the main steam relief valve on the damaged side, and confirmedthat the plant model could be applied to similar events.
Keywords

nuclear power plant, accident, steam generator tube rupture, thermal-hydraulic analysis,

RETRAN

1.

はじめにり，運転操作及び設備上の問題点を抽出し，改善すべき点を明らかにすることである．本論文では，第本研究の目的は，原子力発電所で発生した事象を
RETRAN02／MOD4（1）を使って再現することによ* （株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

一に事故報告の概要に基づき事象の再現を試みた事
例について，第二には、解析モデルの改良を行うこ156とにより精度良く事象を再現する試みに関し述べントモデルの改良を行う事により，事象を精度良くる．

再現する方法を試みた．再現性を確認するにはプラントの運転状態に関する詳細なデータが必要である

ここで言う事故報告とは，日本では通商産業省にであり，米ため，詳細な事故報告（4）がある美浜２号機SGTR事

国では米国原子力規制委員会への報告が義務づけら故を対象とした．再現性が良ければ，モデルの変更

れ て い る 原 子 力 発 電 所 設 置 者 事 象 報 告 （ LER :に関する考え方が妥当であったことが実証され，同（3）
Licensee Event Report）のことである．これらの報様の事故を高い信頼度で再現することが可能とな告により，事故状況や原因についての概要を知るこる．

報告が義務づけられている事故報告（2）とは出来るが，運転データの詳細なところまでは分からない．すなわち同じ様な事故が発生した場合の

2.

RETRAN02／MOD4コード及びプラントモデルについて問題の有無について定量的には把握は出来ない．そこで事故の概要報告から，解析コードを用いて事故状況を模擬し事象の再現を行うことにより，定量的

RETRAN02／MOD4は米国の電力研究所（EPRI）

な検討を試みた．ここでは最近の事故報告をもとにが1975年以来開発を続けている熱水力解析コードで行った主給水制御弁の閉事象，全開事象ならびに主ある．原子炉熱出力は１点近似動特性方程式によっ

蒸気隔離弁の閉事象の解析を報告する．この様な解ている．基本方程式は均質平衡モデルであるが，気析を行うことにより，詳細なデータがない事故に関液速度差を考慮するモデルとしてダイナミックスリ

して具体的なデータの挙動を把握し，運転上の問題

ップ方程式を導入し，加圧器は非平衡モデルとして点を検討しあるいは事故からの教訓を導くことなど

おり，最適予測解析コードとして優れている．取りが可能となる．

扱い得る事象は当初は比較的緩やかな過渡変化に限蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）事故のような事定されていたが，改良が加えられて小破断LOCA解象では，１次系でボイドが生成消滅し２次系では蒸析及びATWS解析等も可能となった．定常設定機能

気が圧縮されるため，基本方程式が均質平衡モデルを有しているため，短時間で任意の初期定常状態をであるRETRANで解析するためには工夫が必要であ設定できるのが特徴である．

る．ここでは，RETRANのオプションの使用，プラ

RETRAN02／MOD4ではプラントの物理的形状を体積要素とそれを接続す

主蒸気ヘッダ

主蒸気管

（6）
107

105
106

蒸気発生器

（4）
逃し弁（15）
202
200

主給水 1
補助給水 3

105

101

100

10
（2） 5857 （1）

PORV
101

101

（10）
16 15

21

スプレイ 56
6
5

51

ホットレグ

12

11

20
クロス
オーバーレグ

21

22

21
7

80

23

6

（12） 920

（16）

900

910

900

18
充填
蓄圧タンク
スプレイへ

9 7
6

7

6

4

2

3

1

2
1

110

2 主給水

35 36

13

12

10

31

32

9

43

8

921

42

41

（13）

41

43
911
（17）

39

19

1次冷却材
ポンプ

901

クロス
オーバーレグ

40

16

蓄圧タンク

器圧力制御系，加圧器水系，主蒸気逃し弁制御系

15
112

32

では制御棒制御系，加圧タービンバイパス弁制御

14

33 38

20

モデル化でき，本モデル

位制御系，給水制御系，

34 37

901

高圧注入系
低圧注入系

111

4 補助給水

（11）
122

40

1

15

111

112
31

3

113

111

90

500

11

50

22

55

8

5

20

1次冷却材
ポンプ

912
（高圧注入系）

51
102

121
115

11

ヒーター
原子炉容器

4

12

114

ボリューム
ジャンクション
フィルジャンクション
弁
ヒートコンダクタ

補助スプレイプラントの自動制御系も

蒸気発生器

111

加圧器

18 13

19

116

（16）逃し弁
203

タービン 安全弁
バイパス

コールドレグ

102

合わせて模擬している．

115

（5）
201

安全弁

6

17 14

9

11

（18）
215 14

950

101

120

7
8

14

安全弁

104

117

120
（9）
210

るジャンクションを組み

主蒸気管

（7）

をモデル化している．又，原子炉保護系もモデル化している．図１に体積要素とジャンクションで構

70
5

抽出

成した美浜２号機SGTR
解析用モデルを一例とし

図１

美浜２号機SGTR解析用RETRANモデル

て示す．

157

表１

事故報告による解析

3.

事故事象整理結果

単位：件
LER

日本

1.

主給水関係

11

0

2.

主蒸気関係

5

0

解析の対象事象は，国内外で発生した最近の４年

3.

１次冷却材ポンプ関係

20間の事故の中から選んだ．日本の事故に関しては事

4.

過大温度高誤信号

1

0

3.1

事故報告及び事例の選択

故報告

（2）

の1994年１月から1998年３月までのもの

表２から，海外の事故に関してはLER （3）の1994年１月

主給水関係内訳
LER

日本

6

0

（1）閉

4

0

（2）不調

2

0

（3）全開

0

0

5

0

から1998年12月までのものから事象の選択を行っ

１．主給水制御弁

た．
選択の条件は，ウエスティングハウス社タイプのPWR（加圧水型原子炉）で，出力運転中に事故が発生し原子炉が手動停止又は自動停止した事象とした．但し，機器の点検を実施するために手動停止し

２．主給水ポンプ停止

た事故は対象外とした．又，図１でモデル化されて

表３

いない箇所での事故も対象外とした．

3.2

解析対象事象の決定

選択した事象を整理すると，主給水関係の事故，

単位：件

主蒸気関係内訳

単位：件
LER

日本

１．主蒸気隔離弁閉30２．タービン制御弁関係

10３．主蒸気ダンプ弁開

10

次いで主蒸気関係の事故が多く，これらによって原子炉停止が比較的多く発生している事が判明した．

２号機（２ループ）のものとほぼ同じである．ただ従って、主給水関係の典型的な事例として主給水制

し，後述するSGTR解析で行ったプラントモデルの御弁の閉事象及び全開事象を解析し，主蒸気関係の改良は加えていない．

典型的な事例として主蒸気隔離弁の閉事象を解析することとした．事故事象の整理結果は表１，その内訳は表２及び表３に示した．
日本では調査期間内で該当事故は発生していないため，ここで解析検討した結果は，最近の海外の事

3.3.1

主給水制御弁閉事象の解析結果

何らかの故障により，１台の主給水制御弁が閉となり，蒸気発生器１基への主給水が停止する事象を解析した．

故事例から日本の発電所への教訓をくみ取ることにこの条件の時の解析結果は以下の通りである．A該当する．なお，主給水制御弁全開事象はLERではループ側（故障）主給水流量は図２に示すように，報告されていないが，韓国では１件（5）発生している．

主給水制御弁閉によりゼロとなる．Aループ側 蒸気発生器２次側水位は図３に示すように，事象開始直

3.3

解析

後の給水停止により低下する．弁閉後30秒で水位は「水位低」に達し原子炉は自動停止する．この弁閉対象とした事故事象は３ループ及び４ループのプの後原子炉が停止するまでの時間は，解析結果によラントで発生しているが，厳密な再現を目指していり初めて判明するものであって，事故報告には記述

るのではなく，事故事象が発生した場合の基本的なはない．

特性を考察するのが目的であるから，プラントモデ

米国で発生した４件の内２件（6，7）の事例では，弁ルは４ループ標準プラントを用いた．又初期条件とを手動操作に切り替えたが開にならなかったので，しては，サイクル初期の定格運転中に事故が発生し原子炉を手動で停止したとなっている．残りの２件たと仮定した．モデルの考え方は図１に示した美浜（8，9）の事例では原子炉は自動停止している．

158

100

140
120
100

流量
（％）

流量
（％）

80
60
40

図2

60
40

20
0

80

20
0

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120
時間（sec）

A-SG主給水流量の変化（主給水制御弁閉）

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120
時間（sec）

図4

A-SG主給水流量の変化（主給水制御弁全開）

80

80
水位（％）

100

水位（％）

100

60
40
20

水位異常高

60

水位高

40
20

水位低

0

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120
時間
（sec）

図3

A-SG水位の変化（主給水制御弁閉）00 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120
時間（sec）

図5

A-SG水位の変化（主給水制御弁全開）

この解析と実機の状況が近いものであるなら，原よる給水隔離のため原子炉は自動停止する．Aルー

子炉手動停止の事例は，事故発生から原子炉が自動

プ側蒸気発生器２次側水位は図５に示すように，事停止するまでの30秒以内に，事故状況を確認し（給象開始時からの過剰給水により上昇し，弁全開後58

水弁の閉，蒸気発生器の水位低下），弁の手動操作

秒で「水位高」の警報が発信し，警報発信後35秒でを行い，開操作が失敗したことを受けて，原子炉を「水位異常高」まで上昇する．その後タービン停止

手動で停止させたことになる．事故報告には書かれによる圧力上昇及び給水停止による保有水の減少にていないが非常に短時間での操作であったことが理より急速に低下する．

解できる．

解析結果から得られた原子炉自動停止に要する時間に関し以下に考察する．運転員が給水流量の増加

3.3.2

主給水制御弁全開事象の解析結果

等の確認により，給水制御弁が全開の事故であるこ

何らかの故障により，１台の主給水制御弁が全開とを把握するために58秒要したとしても，「水位高」となり，給水流量が過剰となる事象を解析した．主の警報を合図に弁の自動制御を手動制御に切り替

給水制御弁全開時の給水流量は定格流量の120％とえ，手動で弁を絞ることが出来れば，原子炉の運転仮定した．

を継続させる事は出来る．ただし，給水制御弁が全この条件の時の解析結果は以下の通りである．A開になった時点で直ちに給水弁の手動制御への切りループ（故障）側主給水流量は図４に示すように，替えを行っても，手動で弁を絞ることが出来なけれ

主給水制御弁全開によりステップ状に120％まで増ば，93秒後には原子炉は自動停止する．この場合手加し一定となった後，蒸気発生器「水位異常高」に動で原子炉を停止すべきか，自動停止に任せるべき

159

かが問題となる．その理由は，主給水制御弁閉事象

後６秒で水位低下による蒸気発生器「水位低」によ（3.3.1参照）及び主蒸気隔離弁閉事象（3.3.3参照）

り原子炉は停止する．

の場合のように，時間的に余裕がない場合又は手動

解析結果について以下に考察する．解析では蒸気操作など不可能と考えられる場合でも手動停止させ発生器「水位低」で原子炉が自動トリップする．米た例があるからである．

国の３件の事例の内２件（10，11）の事故報告でも同じく「水位低」で原子炉が自動停止している．保有水主蒸気隔離弁閉事象の解析結果

3.3.3

何らかの原因で，１台の主蒸気隔離弁が閉となる
事象を解析した．

量が減少していないのに水位が低くなる理由は，解析結果の各種データを検討することにより，以下のように考えられる．

この条件の時の解析結果は以下の通りである．A

主蒸気隔離弁が閉になると該当SGで発生した蒸

ループ側（故障）主蒸気流量は図６に示すように，

気はSG内に閉じこめられるため，SG内の圧力は一主蒸気隔離弁閉により急激に減少する．その後は２気に上昇し同時に温度も上昇する．そのため１次系

次側圧力の上昇により逃し弁及び安全弁が作動するから２次系への伝熱量が減少し，SGの蒸発部でのため，弁閉後40秒頃まで蒸気放出が続く．Aループ

蒸気の生成量は急激に少なくなる．通常の運転状態

側蒸気発生器２次側圧力は図７に示すように，事象においては，蒸発部では蒸気流と構造物との摩擦に開始直後から急激に上昇する．圧力上昇は主蒸気逃より圧力損失が生じる．この圧力損失に蒸発部でのし弁及び安全弁が作動することにより抑制される．

液相水頭を加えた圧力とバランスするようにダウン

Aループ側（故障）蒸気発生器２次側水位は図８にカマ水位が保たれる．主蒸気隔離弁が閉になり蒸気示すように，事象開始直後に急激に低下する．弁閉の発生が少なくなると，圧力損失も少なくなるため，
ダウンカマ水位は低下する．SGの水位は実際はダ

100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0

ウンカマー部の水位を計測しているため，SGの水位計表示としては急激な水位の減少となる．

流量（％）

さて解析で得られた原子炉自動停止までの時間６秒に関してであるが，この様な短時間に状況を判断し，原子炉を手動停止させることは不可能ではないかと考えられる．又，そのような場合に備えて原子炉保護系が設計されている．ところで，米国では原子炉を手動停止させた事例が１件（12）ある．
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120
時間（sec）

図6

主蒸気流量の変化（主蒸気隔離弁閉）
100

9

8

水位
（％）

圧力
（MPa）

80

7

60
40
20
水位低

0

6
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120
時間
（sec）

図7

A-SG圧力の変化（主蒸気隔離弁閉）

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120
時間（sec）

図8

A-SG水位の変化（主蒸気隔離弁閉）

160

3.4

考察

以上の３事象の解析結果に関してまとめて考察す

解析の前提条件

4.2

解析に当たっては，事故を収束させるために行わる．これらの事象では事故後短時間で原子炉が自動れた以下の手動操作を考慮した．

停止し安全が確保されること，原子炉停止を手動で破損蒸気発生器の隔離

少し早めても停止する事によってプラントに及ぼす充填ポンプの再起動

影響に違いがないことから，原子炉が自動停止する

補助スプレイの作動及び停止

前に手動停止しなければならない必要はないと考え

高圧注入ポンプの停止

られる．すなわち運転上の対応としては，手動で十健全側主蒸気逃し弁の開閉分対応出来るものは手動で行うが，手動で対応する

核パラメータには以下の値を用いた．

余裕のないものは自動制御に任せるのが妥当と考え

遅発中性子割合：0.57％られる．従って，事故対応としては①状況を素早く

減速材温度係数：−40pcm／K

把握し，弁を手動に切り替え弁の操作を行う．②そ

ドップラ反応度：910pcm（100％→0％）

れでも手動での弁の操作が不可能な場合は，原子炉トリップ時の添加反応度：7％ dk／kの手動停止操作は行わず③原子炉自動停止に備えるようにすることではないかと考えられる．

初期条件としては事故発生直前の状態として記録されている以下の値を用いた．
原子炉出力

：

97.9％

せている例が数件あったが，このことは米国におけ

１次冷却材平均温度：

574.1Kる原子炉の停止に関する考え方が，ここで検討した

加圧器圧力

：

15.51MPa

考え方と異なるのではないかと思われる．

蒸気発生器水位

：

52％

加圧器水位

：

53.9％

ところで，米国の事故例では原子炉を手動停止さ

4.

美浜2号機蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）事故解析

4.3

モデルの変更この解析に当たっては，通商産業省資源エネルギ

SGTRを正確に再現するため①破断伝熱管②原子ー庁の「美浜２号機蒸気発生器伝熱管損傷事故報告

炉容器頂部③破損蒸気発生器の各モデルについては（4）
書（平成３年11月）」を参照した．この報告書にRETRANで通常用いられるプラントモデルの変更をは詳細な事故経緯，解析に必要な前提条件，資源エ行った．以下に変更した理由と変更の内容を説明す

ネルギー庁が実施した解析の結果等が記述されておる．

り，本研究のRETRAN解析に当たって活用した．

4.3.1

4.1

事象の経緯

破断伝熱管

通常の解析では3,260本のSG伝熱管を束ねて１本の扱いにしたモデル化を行っている．美浜２号機の平成３年２月９日，定格出力で運転中のところ，SGTR事故では伝熱管１本が周方向に破断してい13時45分（事故調査結果による推定時刻）に蒸気発る．束ねて１本扱いにした伝熱管モデルに破断口に生器（SG）の伝熱管が破断した．13時47分に負荷相当する開口を作り１次系から２次系に漏洩させる

降下を開始したが，13時50分に加圧器圧力低によりと，破断伝熱管内の流動の模擬が不十分である．従原子炉が自動停止し，引き続き，加圧器圧力低と水って，破断流について現実的な再現をするために，

位低の一致により安全注入系が作動した．この状況

健全な伝熱管は通常の解析どおり束ねた１本の扱い

及びA-SGの水位上昇がB-SGに比べ大きいこと等かにし，破断伝熱管については別に１本の独立したモ

ら，A-SGからの漏洩と判断し，A-SGを系統から隔デル化を行った．破断口の縮流係数（Contraction

離した．表４に事象の経緯を示す．

Coefficient）は，試行計算を行うことにより，破断161

後の１次系圧力の降下挙動が実機データと一致する

温の高圧注入水が注入されているため，隔離されたよう決定した．

SG２次側よりもある時点以降温度が低くなっており，１次系からの漏洩水による２次側の圧力の上昇は平衡モデルでは再現出来ない．即ち，１次系から

4.3.2

原子炉容器頂部の漏洩によるSG内の冷たい水はSG内のより温度の解析対象のSGTRについては，前出の事故報告書

高い蒸気と瞬時に平衡状態になり，圧力が低下する．

では１次冷却系統（RCS）内の比較的高温の部分に従って，解析に当たってはここにも非平衡モデルをボイドが発生したと推定され，それが原子炉容器頂取り入れることとした．気液界面の熱伝達係数は，部である可能性が示唆されているため，ここでは原

試行計算をすることにより，圧力挙動が実機データ

子炉容器頂部でのボイドの発生消滅が模擬できるよに近づくよう決定した．

うなモデル化を行った．
ボイドの発生の原因は次のように考えられる．安

解析結果及び考察

4.4

全注入信号が発信した後，RCSには低温の高圧注入
水が注入される．一方，１次冷材ポンプが自動的に表４に解析の結果の時間経過を示す．図９から図停止することにより，原子炉容器頂部への強制的な19までは解析の結果を実機のデータと共にグラフに流動がほぼ停止し，原子炉容器頂部の温度は他の示したものである．

RCSと比較して高く維持される．加圧器補助スプレ

加圧器水位が急上昇（図11）している原因が，原ーが作動することによりRCS圧力が低下し，原子炉

子炉容器頂部にボイドが発生（図13）したためであ

容器頂部の比較的高温の冷却材の圧力が飽和圧力以る事がよく分かる．又，RCS内で他にボイドが発生下に低下したとき，原子炉容器頂部での蒸発が始まる．
この状況を再現するには原子炉容器頂部における表４

温度も精度良く模擬できるようにする必要がある．

美浜２号機蒸気発生器伝熱管破損事故における主な事象の経緯

そこで容器頂部の物理形状を考慮しモデルの変更を

破断後の RETRAN行った．元のモデルでは原子炉容器頂部が１本のジ

時間（分） 計算（分）ャンクションで原子炉上部プレナムに接続されていたが，原子炉容器頂部を３本のジャンクションでそれぞれ，原子炉上部プレナム，炉心上部（制御棒案
内管に相当するボリュームを通して），ダウンカマー（原子炉容器頂部とダウンカマーを接続するジャンクションはスプレーノズルに相当する）に接続した．初期定常計算で，原子炉容器頂部の温度及びス
プレーノズルの流量が設計値に一致するよう試行計算を行った．又，ボイドの発生消滅現象に対応でき
るよう原子炉容器頂部に非平衡モデルを取り入れ
た．

4.3.3

破損蒸気発生器事故の記録によれば破損SGが隔離されて後，主蒸気逃し弁が３度動作している．これは１次系からの漏洩によりSG水位が上昇し，SG内の蒸気が圧縮され圧力が上昇したためである．一方，１次系は低

事

象

0

0.0

破断

2

2.0

出力低下開始55.9

原子炉トリップ

56.1

SI信号発信66.4

常用母線への給電停止

10

11.1

上部プレナム高圧注入開始

17

17.9

破損SG隔離1717.9

健全側主蒸気逃し弁開放

34

34.9

破損側主蒸気逃し弁自動開

34

35.1

破損側主蒸気逃し弁自動閉

32

32.9

健全側主蒸気逃し弁閉止

44

45.0

破損側主蒸気逃し弁自動開

44

45.2

破損側主蒸気逃し弁自動閉

49

49.9

加圧器補助スプレイ開始

52

52.9

高圧注入停止5454.3

破損側主蒸気逃し弁自動開

54

54.5

破損側主蒸気逃し弁自動閉

162

120

20
RETRAN
PLANT DATA
15

圧力
（MPa）

出力
（％）

100
80
60
40

10
5

20
0

0
0

10

図9

20

60

70

0

炉出力の変化（RETRAN）

30
40
50
時間（min）6070

１次系圧力の変化
RETRAN（A LOOP）
RETRAN（B LOOP）
PLANT DATA（A LOOP）
PLANT DATA（B LOOP）

温度（K）

580

60
40

560
540
520

20

500

0
10

20

60

加圧器水位の変化

620
RETRAN-SATURATION TEMP.
RETRAN-UPPER HEAD TEMP.
RETRAN-SG TUBE TEMP.
RETRAN-UPPER HEAD VOID FRACTION

600
580
560
540
520
0

0

70

10

20

30 40 50
時間
（min）

60

図13

温度とボイド率の変化

100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
70

10

20

30
40
50
時間（min）

図12

ホットレグ温度の変化

60

70

30
RETRAN（LOOP TOTAL）
PLANT DATA（LOOP TOTAL）
流量（kg/s）

図11

30
40
50
時間
（min）

ボイド率（％）

0

温度（K）

20

図10

RETRAN
PLANT DATA

80

20

10

0
0

図14

10

20

30
40
50
時間（min）6070

高圧注入系流量の変化（ループ合計）

60

30
RETRAN（UPPER PLENUM）
PLANT DATA（UPPER PLENUM）

50
積算流量
（t）

流量
（kg/s）

10

600

100

水位（％）

30
40
50
時間
（min）

20

10

40
30
20
10

0

0
0

図15

10

20

30
40
50
時間（min）6070

高圧注入系流量の変化（上部プレナム）

0

10

20

30
40
50
時間（min）

60

70

図16図 16
１次冷却材流出積算量の変化（RETRAN）
1 次冷却材流出積算量の変化（RETRAN）

163

10

80
水位
（％）

8
圧力
（MPa）

100

RETRAN（A LOOP） PLANT DATA（A LOOP）
RETRAN（B LOOP） PLANT DATA（B LOOP）

6
4

60
40

RETRAN（A LOOP）
PLANT DATA（A LOOP）

20

2

0

0
0

10

20

30
40
50
時間（min）

60

図17

蒸気発生器２次側圧力の変化

70

0

図18

10

20

30
40
50
時間（min）

6070

蒸気発生器２次側水位の変化（破損側）

水位（％）

100
80

自動作動が再現できているのは資源エネルギー庁の60

解析とRETRAN解析のみである．TRAC-PF1やRELAP5／MOD3の様な基本方程式が２流体モデル

40

RETRAN（B LOOP）
PLANT DATA（B LOOP）

20の解析コードでなくても，遜色なく事象再現が出来た．なお，本RETRAN解析の詳細は（15），Nuclear
Technology誌に掲載される予定である．

0
0

図19

10

20

30
40
50
時間（min）

6070

蒸気発生器２次側水位の変化（健全側）

5.

まとめ

事故報告からは定量的な情報が得られない３つのする可能性のあるA-SG伝熱管の上部に関しては常事象について，前提条件を決め，事象の結果を予測に飽和温度以下であるため，原子炉容器頂部以外でするRETRAN解析を行った．事故が発生した場合何はボイドが発生していないと考えられる．破損SG秒後に原子炉が停止するかに注目して，運転上の対で主蒸気逃し弁が３回作動（図17）しており，破断

応について検討した．いずれも短時間で自動停止す

口からの漏洩及び蒸気相の圧縮現象が良く模擬できるため，その前に手動停止させる安全上の必要性はていることが分かる．

ないと考えられる．ただし米国の事故例では手動停

美浜２号機に関する公開されているSGTR解析例

止させている例が幾つかあった．事故報告に記載さとしては，資源エネルギー庁がメーカの解析コードれている事項と解析結果の定量的データを合わせて（4）検討することによって，日本で発生した場合の対応（13）のあり方及び米国の事故対応の特徴について考察でを使って行ったもの ，日本原子力研究所がTRACPF1で解析したもの，韓国原子力研究所が韓国の

２ループプラントに美浜２号機の事故状況を当てはめてRELAP5／MOD3で解析したもの（14）がある．

きた．
美浜２号機SGTR事故は，１次系に関しては減圧

上記の内，美浜２号機のプラント設計データを実状況でボイドが生成消滅し，２次系に関しては保有際に使っているのは資源エネルギー庁の解析例だけ

水量が増加することにより水位が上昇し蒸気が圧縮であり，従って本研究のRETRAN解析がプラント設されるため，均質平衡モデルで解析するには工夫が計データで行う２番目の解析である．用いたデータ

必要な事象である．ここで紹介したRETRAN解析でが実プラントのものであり，事象に関する熱水力現は，SGTRに伴う熱水力学的な挙動を模擬できるよ

象を把握の上解析モデルに改良を加えたため，解析うモデルを改良し，調整を行った結果，実際の事象結果の図から分かるようにRETRAN解析ではかなりと良く一致する再現結果が得られた．従って，今後良い事象の再現が得られた．主蒸気逃し弁の３回の同様な事象を解析する場合，高い信頼度で再現する

164ことが期待できる．

（9）LER ＃： 499-1998-002-00, "Automatic Reactor
Trip Due to Low-Low Level in Steam Generator

文献2A," South Texas Unit 2.
（10）LER ＃： 261-1995-004-00, "Reactor Trip Due to（1）J.H.McFadden, et. al., "RETRAN-02: A Program
for Transient Thermal-Hydraulic Analysis ofComplex Fluid Flow Systems," EPRI NP-1850CCM-A, (Nov.1988).
（2）電気事業法第106条，電気関係報告規則第3条，
原子炉等規制法第67条，実用発電用原子炉の設置・運転等に関する規則第24条第2項.
（3）Code of Federal Regulation（CFR）Title 10 Part
50.73（a）（2）（iv）.
（4）「関西電力（株）美浜発電所2号機蒸気発生器伝熱管損傷事象について」平成3年11月，通商産業省資源エネルギー庁．

Main

Steam

Isolation

Valve

Closure,"H.B.Robinson 2.
（11）LER ＃： 423-1998-045-00, "Reactor Trip Due toMain Steam Isolation Valve Closure During Partial
Stroke Testing Due to Solenoid Valve Failure,"
Millstone Nuclear Power Station Unit 3.
（12）LER ＃： 369-1995-005-00, "A Unit 1 Manual
Reactor Trip was Initiated as a Result of an
Equipment Failure Caused by an Unknown,"
William B. Mcguire 1.
（13）M.Hirano and T.Watanabe, "Analyses of theMihama-2 SGTR Event and ROSA-IV Experiment（5）"Operating Experience with Nuclear Power Stations

SB-SG-06 to Simulate the Event," Proc. 5th Int.

in Member States in 1994," P.436, International

Topl. Mtg. Reactor Thermal Hydraulics, NURETH-

Atomic Energy Agency, Vienna(1995).

5, Salt Lake City, Utah, September. 21-24, Vol. 1,（6）LER ＃： 499-1997-005-00, "Manual Unit Trip
Due to Lowering Steam Generator Level," South
Texas Unit 2.
（7）LER ＃： 280-1998-014-00, "Manual Reactor Trip
Response to Main Feedwater Regulating Valve
Failure," Surry Power Station Unit 1.

P.165, American Nuclear Society(1992).
（14）S.H.Lee, K.Kim, H.J.Kim and Y.S.Eun, "Analysesof SGTR Accident with Mihama Unit Experience,"
Journal of the Korean Nuclear Society, Vol. 26,
Number 1, P.41, (Mar.1994)．
（15）T.Tamaki, M.Ohtani and Y.Kawabe, "Mihama（8）LER ＃： 316-1995-002-00, "Reactor Trip from

Unit 2 Steam Generator Tube Rupture Analysis,"

Loop-4 Steam Flow／ Feed Flow Mismatch

Nucl. Technol., accepted and scheduled for printing

Coincident with a Low Level in No.4 Steamin the Nov. 1999 issue.

Generator," Donald C. Cook 2.