平成4年度大型高速炉設計研究; 60万Kwe級プラントの熱過渡解析

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 平成4年度大型高速炉設計研究; 60万Kwe級プラントの熱過渡解析
• Author/Editor: 大滝 明; 仲井 悟; 田辺 裕美
• Author Heading: 大滝 明; 仲井 悟; 田辺 裕美
• Publication Date: 1993-04
• Publication Date (W3CDTF): 1993-04
• Alternative Title: Design study on large scale FBR; Plant thermal transient analysis on 600MWe class plant in FY1992
• Periodical title: PNC TN9410 93-137
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 平成4年度の大型高速炉設計研究の一環として,実証炉規模の60万kWe級プラントを対象に動特性解析を実施し,各種異常事象に伴う熱過渡特性を定量的に把握した。解析ケースは「もんじゅ」熱過渡解析における事象IIIおよび本プラント特有の水系再循環系故障の5事象を想定し,モジュール型汎用プラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて解析を行った。また,「もんじゅ」熱過渡解析結果との照合により改善が必要な熱過渡について緩和策を検討・立案し,その有効性を解析的に確認した。各解析ケースにおける概要を以下に示す。1)1次主循環ポンプ軸固着では,事故ループの2次系ホットレグに$\Delta$T=約145度のコールドショックが観測された。この温度落差は安全保護系の動作時間や2次系流量半減時間の短縮,ポニーモータ流量の見直し等により「もんじゅ」を下回る$\Delta$T=約60度まで軽減できた。2)2次主循環ポンプ軸固着では「もんじゅ」と比較し有意な温度変化の相違がないことを確認した。3)主給水管破損および主蒸気管破損では,各配管破損から20分程度経過した後に2次系コールドレグ部が約435度と高温になることが判明した。これはホットレグ温度相当のナトリウムが補助冷却系(ACS)流量の約1.5倍の流量でSG出口から2次系コールドレグ配管に流れ込むために発生しており,SG側ナトリウム流量を5.75\%から0.6\%に変更した結果解消され,「もんじゅ」とほぼ同様の結果を得た。4)再循環系は原子炉トリップ時の熱過渡を緩和し,且つプラントの早期再起動を容易に行う目的で設けられている。この再循環系の故障を想定した解析では,故障ループのSG出口ナトリウムが給水温度相当まで低下し,プラント全体の温度が急速に低下する。この対策として「SG出口ナトリウム温度低」信号により故障ループのSG給水を遮断するシステムインターロックを講じることで急速な温度低下を回避できる見通しを得た。; A plant thermal transient analysis on 600MWe class plant in FY1992 was carried out. A module integrated plant dynamics analysis code Super-COPD was used for the analysis and five analysis cases were chosen to evaluate the plant dynamics characteristics. Four of cases were from Monju operation mode III and one was water/steam re-circulation system failure. A plant system to mitigate thermal transient were examined and evaluated. Followings are summary of each case: (1)[Primary main pump stick] A temperature drop of 145 deg occurred in intermediate heat transfer system (IHTS) cold leg. By decreasing the safety system operation time, secondary pump flow coast down time and secondary loop pony motor flow, the temperature drop was decreased to 60 deg that is smaller than that of Monju. (2)[Secondary main pump stick] There were no significant differences between this plant and Monju. (3)[Main steam and feed water pipe rupture] Twenty minutes after the rupture, a temperature rise to 435 deg in IHTS cold leg. This was caused by large sodium flow rate in steam generator so that hot leg temperature flew down through steam generator to the cold leg without heat exchange. This temperature raise was cleared by decreasing the sodium flow rate in the steam generator. (4)[water/steam re-circulation system failure] The objective of this system is to mitigate the thermal transient and shorten the plant restart. On the contrary, in case of failure, steam generator exit sodium temperature dropped rapidly to feed water temperature and also whole plant temperature decreased rapidly. The new interlock which cuts the feed water with a low signal of steam generator exit sodium temperature, can mitigate this temperature drop.
• Source: /PNC-TN9410-93-137.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-93-137.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 平成4年度の大型高速炉設計研究の一環として,実証炉規模の60万kWe級プラントを対象に動特性解析を実施し,各種異常事象に伴う熱過渡特性を定量的に把握した。解析ケースは「もんじゅ」熱過渡解析における事象IIIおよび本プラント特有の水系再循環系故障の5事象を想定し,モジュール型汎用プラント動特性解析コー...