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ミッドループ運転中に余熱除去系の機能が喪失した場合における代替冷却手段の有効性確認解析
Analysis to Verify Effectiveness of Alternative Cooling Method in Case of Loss ofRHR Function during Mid-Loop Operation
長江＊尚史（Takashi Nagae）

玉置知彦（Tomohiko Tamaki）＊＊

村瀬＊道雄（Michio Murase）

綾野輝芳（Teruyoshi Ayano）＊＊＊

要約 加圧水型軽水炉（pressurized water reactor : PWR）プラントを停止しミッドループ運転をしている期間は，炉心の崩壊熱は余熱除去（residual heat removal : RHR）系統により冷却されている．この時RHR機能が喪失した場合は，炉心冷却手段として（1）原子炉冷却系統（reactor coolant system : RCS）閉止状態では蒸気発生器（steam generator : SG）によるリフラックス冷却が期待され，（2）RCS開放状態では燃料取替用水ピット（refueling water storage pit :RWSP）からのほう酸水の重力注入が期待される．しかしながら，RCSに十分大きな開口部が存在しない場合には，RWSPからのほう酸水の重力注入の成否が不明確であり，解析による検討が必要である．そこで本研究では，国内標準４ループPWRプラントの停止３日後のミッドループ運転中にRHR系統が機能喪失した場合について，RCS開放状態として加圧器安全弁台座２基が取り外されている場合を想定し，熱水力解析コードRELAP５/MOD3.2を用い，SGによるリフラックス冷却とRWSPからのほう酸水の重力注入が有効であるかを解析した．その結果，両者ともに炉心が露出に至るまでの時間を長くする効果があり，更に両方を併用することで，冷却操作をしなかった場合と比べて１時間あまり炉心が露出に至るまでの時間が長くなることを確認した．
キーワード 加圧水型軽水炉，ミッドループ運転，余熱除去機能喪失，リフラックス冷却，重力注入，RELAP5/MOD3.2Abstract
In the mid-loop operation during shutdown of the pressurized water reactor (PWR) plant, thecore decay heat is cooled by the residual heat removal (RHR) system. In the case of loss of the RHR
function, core cooling is achieved by reflux cooling through the steam generator (SG) when the reactor
coolant system (RCS) is closed, or by gravity injection of water from the refueling water storage pit(RWSP) when a large opening is present in the RCS. However, it is uncertain whether core cooling can beachieved by these alternative cooling methods, if the opening is not large enough in the RCS. In this study,
the effectiveness of the reflux cooling through the SG and the gravity injection of water from the RWSP inthe mid-loop operation three days after shutdown was investigated by using RELAP5/MOD3.2 with a plantmodel representing a typical 4-loop PWR plant in Japan, assuming that two bases of the pressurizer safetyvalves were removed. As a result, it was verified that in the case of a combination of the reflux cooling bythrough the SG and gravity injection of water from the RWSP, the time until the core was uncovered withwater extended about an hour from that in the case of no cooling method.
Keywords

1.

pressurized water reactor, mid-loop operation, loss of residual heat removal, reflux cooling, gravity
injection, RELAP5/MOD3.2

はじめにリを低下させ水位がRCS配管の中央部にある，いわゆるミッドループ運転期間がある．この期間中，炉加圧水型軽水炉（pressurized water reactor : PWR）

心の崩壊熱は余熱除去（residual heat removal : RHR）

プラントの停止中においては，１次冷却材の酸化運系統によって冷却されている．RHR系統は２系統存

転や蒸気発生器の点検作業等を目的とし，原子炉冷在するが，万一RHRポンプ等の故障によって両系統却系統（reactor coolant system : RCS）のインベントとも使用できなくなり，高圧注入ポンプや充てんポ＊ （株）原子力安全システム研究所＊＊ （株）原子力安全システム研究所＊＊＊（株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所
技術システム研究所
技術システム研究所

現在
現在

日本大学大学院 総合社会情報研究科
社団法人 日本原子力産業会議 関西原子力懇談会

251

ンプ等の代替冷却手段も機能しなかった場合には，対象とした．RWSPからの重力注入系統の詳細なモデ

蒸気発生器（steam generator : SG）によるリフラッル化，ミッドループ運転中に想定される運転状態

クス冷却（図１）や，燃料取替用水ピット（refueling（RCS開放条件）の模擬，現実的な解析条件の作成をwater storage pit : RWSP）からのほう酸水の重力注実施し，系統への非凝縮性ガスの混入や気液対向流入（図２）による炉心冷却が期待される．

制限現象の再現性が改良されたRELAP５/MOD3.2コード（6）を用いて解析を行った．重力注入のみを考慮した場合，リフラックス冷却のみを考慮した場合の主蒸気逃し弁

解析を各々行うとともに，両者を併用した場合についても解析を実施した．

SG2.

解析条件

補助給水ポンプ
SG水張りポンプ

加圧器

SGによるリフラックス冷却では，RCSが閉止されており，補助給水系統等によるSG２次側への給水があることが前提となる．炉心で発生した蒸気はSG伝熱管の１次側に流入して凝縮され，凝縮水が炉心に戻ることで炉心の冷却は維持される．一方，RWSPからの重力注入では，RCSに開口部が存在することが蒸気（赤丸）はSG伝熱管内で凝縮し、炉心へ冷却水が戻ることにより冷却

図１

SGによるリフラックス冷却前提となる．RWSPの水頭圧によりRCSに冷却材が注入され，RCSのインベントリが回復することで炉心の冷却が維持される．
ミッドループ運転期間中においては，RCS開口部として様々な状態が想定される．状態を大きく分類

開口部（加圧器マンホール）

SG

すると，①RCSが閉止されている状態，②加圧器マンホールやSGマンホール等が取り外され，RCSに大開口部が存在する状態，③加圧器安全弁台座が取り加圧器外され，RCSに小開口部が存在する状態が考えられる．国内の停止時確率論的安全評価（probabilisticRWSP

safety assessment : PSA）では，①や②においてはリフラックス冷却や重力注入により炉心冷却に成功す
停止中

RHR開口部（SGマンホール）

水頭差で注入図２

るが，③においてはその成否は詳細に評価されておらず，炉心冷却に失敗するものとして取り扱われている（表１）．

RWSPからのほう酸水の重力注入
表１

一般的な停止時PSA評価基準

これまでにも，熱水力解析コードRELAP５/MOD２を用い，ミッドループ運転期間中にRHR機能が喪失し（2）（3）．
た場合の炉心冷却の有効性が検討されてきた（1）停止時PSA評価
RCS閉止時

その結果，RCS閉止状態ではSGによるリフラックス冷却が期待でき，RCS開放状態ではRWSPからの重力注入ができることが分かっている．しかしながら，RCSに十分大きな開口部が存在しない場合には，RWSPからの重力注入の成否が不明確である．諸外国で（5）．
も本事象については様々な評価が実施されている（4）

本研究では，国内PWRの標準４ループプラントをRCS
開放時

SGによるリフラックス冷却による炉心冷却の成功

大開口部

RWSPからの重力注入による炉心冷却の成功

小開口部SGによるリフラックス冷却やRWSPからの重力注入による炉心冷却の失敗

252

そこで解析条件には，RCSに小開口部が存在するり外されている状態を想定し，RWSP，RWSPからの場合として，ミッドループ運転期間中に想定される重力注入ライン，SG（リフラックス冷却に使用する加圧器安全弁台座２基が取り外されている状態を選

SGは１基），主蒸気逃し弁，補助給水系等にノード分定した．またこの時，SGによるリフラックス冷却操作割しモデル化した．リフラックス冷却に寄与しないとRWSPからの重力注入操作とも可能であるとした．

SG３基分については，SG１次側の出入り口にノズル蓋が設置されているものとした．

3.

解析方法

初期条件として，炉心の崩壊熱はRHR系統により冷却されており，１次系，２次系とも大気圧状態で解析コードは，非凝縮性ガスの混入や気液対向流熱平衡状態にあるとしてモデル化した．また，リフ制限現象の再現性が改良された熱水力解析コード

ラックス冷却に使用するSGの２次側は満水状態とし，RELAP５/MOD3.2を使用した．SG伝熱管では，非凝RWSPについても満水であるとした．主な初期条件を縮性ガスの混入により凝縮伝熱が妨げられる可能性

表２に示す．

がある．また，蒸気の上昇流と凝縮水の下降流による気液対向流状態となるが，下降液流は上昇蒸気流

表２から気液界面で応力を受け，流量が制限される（気主な初期条件

主要パラメータ

液対向流制限）可能性がある．

初期条件

原子炉出力（炉心崩壊熱） 14.54MWt（原子炉停止３日後）
１，２次系圧力大気圧ラント（定格熱出力3,423MWt）を選定した．ミッド１次冷却材平均温度

333K（60℃）

ループ運転期間中，最も炉心崩壊熱の大きいプラン

蒸気発生器２次側温度

333K（60℃）

ト停止３日後を想定し，炉心崩壊熱は14.54MWtと定１次冷却材水位RCS配管中央部

蒸気発生器２次側水位

11.7m

RWSP水位

11.54mRWSP温度

313K（40℃）

RCS開口部

0.026m2（加圧器安全弁台座２基取外）

解析の対象プラントは国内PWRの標準４ループプ

めた．
解析モデルを図３に示す．モデルは主に，原子炉容器，RCS，RHR，加圧器，SG等からなる．RCS開口部として，加圧器安全弁台座２基（0.026m2）が取主蒸気逃し弁

加圧器安安全弁台座２基
取り外しを想定

加圧器安全弁補助給水系統

加圧器
蒸気発生器
原子炉容器
蒸気発生器
ノズル蓋

RCP

RCP
RHR

RHR

RWSP

Bループ（3ループ）

Aループ（1ループ）

図３

ノード図

253

事象のシナリオとして，RHR機能喪失後，RHR系

1600統が両系統とも使用できなくなり，高圧注入ポンプ1400とし，事象発生10分後に運転員操作によりRWSPからの重力注入操作（RWSPからコールドレグへの注入ラインの形成），あるいはSGのリフラックス操作（主蒸Temperature（K）や充てんポンプ等の代替冷却手段も機能しなかった

Base Case
12001000800600

気逃し弁の全台開放，補助給水ポンプの起動）がな

400

されるものとした．解析ケースは，表３に示す４ケ200ースを実施した．

00

表３50100150200250300Time（min）

解析ケース
図５

BaseCase

RWSPからの重力注入，SGによるリフラックス冷却を考慮しない

Case 1

RWSPからの重力注入を実施した場合

Case 2

SGによるリフラックス冷却を実施した場合

燃料被覆管表面温度の時間変化（炉心最上部，Base Case）

Case１では，RHR機能が喪失した10分後にRWSPからの重力注入がなされ（図６），RCSのインベントリが増加する．その後炉心は沸騰し，加圧器安全弁

Case 3

RWSPからの重力注入及びSGによるリフラックス冷却を実施した場合台座部からから１次冷却材が放出されるため炉心は露出に至る．しかしBase Caseより炉心が露出に至るまでの時間が約20分長くなる．また，炉心が露出し4.

解析結果と考察た後に再度RWSPからの重力注入が働き，炉心の冷却効果も見られる．

評価項目として，炉心が露出に至るまでの時間に着目し，炉心最上部のボイド率が１となる点を炉心1600が露出した時間として判断評価した．

Case1（燃料被覆管表面温度）
Case1（RWSPからの注入流量）

1400

280240れることにより，炉心は約100分で露出する（図４）．
炉心の冷却手段がないため，最終的に炉心は損傷に至ることとなる（図５）．
1.0Base Case
Case1
Case2
Case3

Void Fraction（-）

0.8

1200200

1000

160800120600

80400

40200050100150200250Flow（O /s）

始し，加圧器安全弁台座部から１次冷却材が放出さTemperature（K）

Base Caseでは，RHR機能喪失後に炉心は沸騰を開0300

Time（min）

0.6

図６0.4

燃料被覆管表面温度（炉心最上部）とRWSPからの注入流量の時間変化（Case１）

Case２では，RHR機能喪失後炉心は沸騰するが，0.2

SGによるリフラックス冷却により炉心は一時的に冷
0.0
050

100

150200250Time（min）

図４

炉心最上部ボイド率の時間変化

300

却され，加圧器安全弁台座部からの１次冷却材が放出するタイミングが遅くなる．よって，炉心が露出に至るまでの時間はBase Caseより約18分長くなる．
しかし，１次冷却材の補給がないため，最終的に炉心は損傷に至る（図７）．

254

表４1600

Case2

炉心が露出に至るまでの時間

Temperature（K）

1400
12001000解析ケース

冷却手段

炉心が露出に至るまでの時間（分）

Base Case

なし

100

Case 1

重力注入

120

Case 2

リフラックス冷却

118

Case 3

重力注入とリフラックス冷却

16880060040020000

図７50100150200250300

Time（min）

よって，RCS開口部として加圧器安全弁台座２基

燃料被覆管表面温度の時間変化（炉心最上部，Case２）が開放されている状態において，RWSPからの重力注入は炉心が露出に至るまでの時間に対して有効な操作であり（Case１）．また，RWSPからの重力注入とCase３ではRHR機能喪失10分後にRWSPからの重SGによるリフラックス冷却を併用することで，更に力注入によりRCSのインベントリが増加し（図８），炉心が露出に至るまでの時間に１時間以上の余裕がSGによるリフラックス冷却効果も働くため，炉心が生まれ，炉心が露出に至るまでの時間に対して非常露出に至るまでの時間はBase Caseより約68分も長くに有効な操作であることが確認できた（Case３）．

なる．

5.
Case3（燃料被覆管表面温度）
Case3（RWSPからの注入流量）

Temperature（K）

1400

まとめ280PWRプラント停止時のミッドループ運転期間中に240

1200

2001000

16080012060080400402000300

RHR機能が喪失した場合において，SGによるリフラFlow（O /s）

1600

ックス冷却やRWSPからのほう酸水の重力注入による代替冷却手段の有効性をRELAP５/MOD3.2を用いて解析した．加圧器安全弁台座２基が取り外され，RCSに小開口部が存在する場合における結果では，SGによるリフラックス冷却とRWSPからの重力注入

050100150200250Time（min）

図８

燃料被覆管表面温度（炉心最上部）とRWSPからの注入流量の時間変化（Case３）

操作を併用することによって，何も操作しなかった
場合よりも１時間以上，またRWSPからの重力注入操作のみの場合よりも50分近く炉心が露出に至るまでの時間が長くなることを確認した．すなわち，RCSに小開口部が存在する場合，SGによるリフラックス冷却とRWSPからの重力注入操作を併用することは，炉心が露出に至るまでの時間の比較を表４に示す．
冷却手段がない場合（Base Case）に対し，RWSPか炉心が露出に至るまでの時間に対して有効な操作であることが確認できた．

らの重力注入を実施した場合（Case１）は約20分，RWSPからの重力注入とSGによるリフラックス冷却文献を実施した場合（Case３）は約68分の時間余裕が生まれる．

（1）高橋浩道，福田護，井上修二ら，停止時ミッドループ運転時余熱除去機能喪失時熱水力解析，
日本原子力学会1999年春の年会，I42（1999)．
（2）近藤啓介，高橋浩道，福田護，PWRプラントの停止時ミッドループ運転の解析，日本原子力学会2002春の年会，J20 (2002)．

255（3）Y.Narumiya, K.Murayama, J.Uchida et al.,Thermal Hydraulic Analysis of RHR Cooling
during Shutdown Operation in PWR,

EighthInternational Topical Meeting on Nuclear
Reactor Thermal-Hydraulics, Kyoto, Japan,
Sept.30- Oct.4, 1997, Vol.2, 740 (1997).
（4）U.S. NRC,

Thermal-Hydraulic Processes

During Reduced Inventory Operation with Lossof Residual Heat Removal,

NUREG/CR-5855,

U.S. Nuclear Regulatory Commission (1992).
（5）K.W.Seul, Y.S.Bang, H.J.Kim

Mitigation

Measures Following a Loss of Residual HeatRemoval Event during Shutdown,

NuclearTechnology, Vol.132, 152 (2000).
（6）U.S. NRC, RELAP5/MOD3 Code Manual: Users Guide and Input Requirements, NUREG/CR5535, Vols.1 through 5, U.S. Nuclear Regulatory
Commission (1995).